Universidade Federal de Minas Gerais
Departamento de Engenharia Nuclear
Programa de Pós Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares
Avaliação do Fluxo de Nêutrons e da Taxa de Dose
Durante o Funcionamento Nominal do ITER
Arione Assis de Araújo
Belo Horizonte
Julho de 2008
Universidade Federal de Minas Gerais
Departamento de Engenharia Nuclear
Programa de Pós Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares
Avaliação do Fluxo de Nêutrons e da Taxa de Dose
Durante o Funcionamento Nominal do ITER
Dissertação apresentada ao Programa de PósGraduação em Ciência e Técnicas Nucleares como
requisito parcial à obtenção do título de Mestre em
Ciências e Técnicas Nucleares.
Área de concentração: Engenharia Nuclear e da
Energia
Orientadora: Dra. Cláubia Perreira Bezerra Lima
Agência Financiadora: CAPES, CNPq, FAPEMIG
Julho de 2008
A658a
Araújo, Arione Assis de
Avaliação do fluxo de nêutrons e da taxa de dose durante o
funcionamento nominal do ITER [manuscrito] / Arione Assis de Araújo –
2008.
78 f., enc. : il.
Orientadora: Cláudia Perreira Bezerra Lima.
Dissertação (mestrado) - Universidade Federal de Minas Gerais,
Departamento de Engenharia Nuclear.
Inclui bibliografia
1. Engenharia nuclear - Teses 2.Fluxo de nêutrons - Teses 3. Fusão
controlada 4. Fusão por arco de plasma – Teses 5. Reatores nucleares
I. Lima, Cláudia Perreira Bezerra II. Universidade Federal de Minas Gerais,
Departamento de Engenharia Nuclear, Escola de Engenharia III. Título.
CDU: 539.125.52 (043)
Aos meus filhos, Arione e Maria Clara,
aos amigos do 220, Arno e Clemente,
e à namorada, Sâmia.
ii
Avaliação do Fluxo de Nêutrons e da Taxa de Dose
Durante o Funcionamento Nominal do ITER
Arione Assis de Araújo
Dissertação aprovada em 14 de julho de 2008, pela banca examinadora constituída dos
seguintes membros:
_________________________________________________
Profª. Dra. Cláubia Pereira Bezerra Lima- ENU/UFMG
ORIENTADORA
_________________________________________________
Dra. Antonella Lombardi Costa - ENU/UFMG
_________________________________________________
Dra. Maria Auxiliadora Fortini Veloso - ENU/UFMG
iii
AGRADECIMENTOS
Aos professores do Departamento de Engenharia Nuclear da UFMG pela recepção e
dedicação durante o curso no programa de pós-graduação.
Ao Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear órgão da Comissão Nacional de
Energia Nuclear (CDTN/CNEN) pela disponibilização do laboratório de simulação do
Serviço de Engenharia de Reatores e Sistemas.
Aos doutores Ricardo Brant Pinheiro, Marcelo Antônio Veloso e Hugo Moura Dalle
pela prontidão nas orientações.
À Dra. Cláubia Pereira, orientadora primorosa, pelo acompanhamento crítico e pela
atenção minuciosa durante a execução de cada frase e parágrafo dessa dissertação.
Aos meus parentes, amigos, irmãos e todos que de alguma forma contribuíram para que
este trabalho pudesse ser realizado.
Ao CNPq, CAPES e FAPEMIG pelo suporte financeiro.
iv
RESUMO
O ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) é um tokamak de
configuração alongada do plasma e com um único diversor. No cenário indutivo, sob
operação nominal, produz uma potência de fusão de 500 MW para um comprimento de
pulso de queima de 400 s e período de repetição de 1800 s. O principal objetivo do
ITER é demonstrar a viabilidade do uso da energia de fusão para fins pacíficos. O
tokamak irá realizar experimentos com plasma de deutério e trítio para produção de
nêutrons de 14,1 MeV atingindo fluxos da ordem de 1020 n.cm-2.s-1.
Neste estudo de caráter preliminar foi feito uma descrição dos principais componentes
do reator visando principalmente determinar a distribuição espacial do fluxo de nêutrons
e calcular as taxas de dose associadas à sua operação. Foi utilizada uma técnica
unidimensional de modelamento com o código Monte Carlo (MCNP5). O transporte das
partículas no MCNP5 foi simulado com base nos dados da biblioteca FENDL/MC-2.1 e
as taxas de dose durante a operação do ITER foram calculadas utilizando os fatores de
conversão da ICRP-21. No modelo estão incluídos os componentes mais importantes do
reator, ou seja, o cobertor, a câmara de vácuo, as bobinas do campo toroidal, criostato e
paredes de concreto com 2,0 m de espessura. Os cálculos foram realizados com duas
composições distintas de concreto para investigar a influência dos diferentes materiais
sobre a taxa de dose. Neste estudo não foram consideradas as contribuições devido a
duas importantes fontes de dose: o trítio disperso no ar e os produtos de corrosão
ativados. Os resultados confirmam que o acesso pessoal na sala do tokamak deve ser
proibido durante a operação. Os resultados mostram que a taxa de dose é dominada
pelos raios gama secundários. Levando em consideração o uso de grandes
concentrações de boro no concreto da blindagem (0,029 fração de massa), foi alcançada
uma redução de uma ordem de grandeza para a taxa de dose. Durante a operação do
ITER, na parte externa da sala do tokamak, foi determinado que o valor da taxa de dose
efetiva é de cerca de 1,0 µSv.h-1.
v
ABSTRACT
The ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) is a tokamak with
elongated plasma and single null poloidal divertor. The nominal inductive operation
produces a DT fusion power of 500 MW for a burn length of 400 s, with a pulse
repetition period as short as 1,800 s. The main goal is to exhibit the use of fusion energy
for peaceful purposes. The tokamak will perform DT plasma experiments and the
production rate of 14.1 MeV neutrons will achieve the level of 1020 n.cm-2.s-1.
In this study of initial nature will be done primarily a description of the main reactor
components intended mainly determine the spatial distribution of the neutrons flux and
calculate the dose rates associated with normal ITER operation. Was used a onedimensional modeling technique with the code MCNP5 (Monte Carlo N- Particle). The
transport of particles in MCNP5 was conducted based on FENDL/MC-2.1 data library
and the dose rates were calculated using the conversion factors of the IRCP-21. In the
model are included the most important shielding components of the reactor, namely the
blanket, the vacuum vessel, the toroidal field coils, cryostat and the shielding hall with
2.0 m concrete side walls. Calculations for two different concrete compositions were
performed to investigate the influence of different filling materials of bioshield on the
dose rate. Radiological source terms with an important dose rate impact as airborne
tritium and activated corrosion products were not considered. The results confirm that
personnel access into the tokamak hall must be prohibited during operation. Taking into
consideration the use of large boron concentration in the biological shield concrete
(0.029 weight fraction), it was achieved a dose rate reduction by one order of
magnitude. The dose rate is dominated by the secondary gamma ray. The dose rate
during operation on the outside of the tokamak was determined and its value is around
1.0 µSv/h.
vi
SUMÁRIO
ÍNDICE DE TABELAS ............................................................................................... ix
ÍNDICE DE FIGURAS................................................................................................. x
1 - INTRODUÇÃO....................................................................................................... 1
2 - DESCRIÇÃO DOS SISTEMAS ............................................................................ 11
2.1 - O Sistema do Cobertor .................................................................................... 11
2.2 - O Sistema do Diversor .................................................................................... 13
2.3 - A Câmara de Vácuo ........................................................................................ 16
2.4 - O Sistema Magnético ...................................................................................... 20
2.5 - Criostato, Sistema de Supressão de Pressão do VV, Blindagem Térmica e
Blindagem Biológica............................................................................................... 22
2.5.1 - Criostato................................................................................................... 23
2.5.2 - Blindagem Biológica ................................................................................ 25
2.5.3 - Sistema de Supressão de Pressão do VV................................................... 28
2.5.4 - Proteção Térmica ..................................................................................... 29
2.6 - Sistema de Refrigeração a Água...................................................................... 30
2.6.1 - Sistemas de Controle Químico e Volumétrico (CVCS) ............................. 32
2.6.2 - Sistema de Drenagem e Reenchimento ..................................................... 32
2.6.3 - Sistema de Secagem ................................................................................. 33
2.6.4 - Sistema de Refrigeração de Componentes (CCWS) .................................. 33
2.6.5 - Sistema de Água Resfriada (CHWS) ........................................................ 33
2.6.6 - Sistema Dissipador de Calor (HRS).......................................................... 34
2.7 - Aquecimento Adicional................................................................................... 34
2.8 - Análise Nuclear............................................................................................... 36
2.8.1 - Distribuição da Carga de Nêutrons sobre a FW......................................... 37
2.8.2 - Fator de Multiplicação da Energia do Nêutron.......................................... 37
2.8.3 - Taxa de Dose Durante a Operação............................................................ 38
3 - REAÇÕES NUCLEARES E FONTES DE DOSE ................................................. 40
vii
3.1 - Principais Reações de Fusão no Plasma........................................................... 40
3.2 - Produção de Trítio........................................................................................... 40
3.3 - Reações de Ativação dos Materiais ................................................................. 41
3.4 - Ativação do 16O .............................................................................................. 42
3.5 - Fontes de Dose................................................................................................ 43
3.6 - Limites de Exposição ...................................................................................... 46
4 - O MODELAMENTO DO SISTEMA .................................................................... 48
4.1 - O Código de Transporte MCNP ...................................................................... 48
4.2 - Biblioteca FENDL/MC-2.1 para MCNP.......................................................... 49
4.3 - Geometria ....................................................................................................... 49
4.4 - Composição dos Materiais .............................................................................. 52
4.5 - Fonte............................................................................................................... 54
4.6 - Solicitações de Saída e Ajuste de Opções. ....................................................... 56
5 - RESULTADOS E ANÁLISE ................................................................................ 59
5.1 - Fonte............................................................................................................... 59
5.2 - Fluxo .............................................................................................................. 60
5.3 - Taxa de dose ................................................................................................... 63
6 - CONCLUSÃO....................................................................................................... 67
REFERÊNCIAS ......................................................................................................... 69
APÊNDICE I - Composição dos Materiais.................................................................. 71
APÊNDICE II – Arquivo de Entrada para o MCNP5 .................................................. 73
viii
ÍNDICE DE TABELAS
Tabela 2.1 - Principais parâmetros do ITER. ............................................................... 11
Tabela 2.2 - Localização das salas no edifício do tokamak. ......................................... 28
Tabela 2.3 - Principais dados do sistema de drenagem e reenchimento. ....................... 33
Tabela 2.4 - Fatores de multiplicação da energia do nêutron........................................ 38
Tabela 3.1 - Atividades específicas dos radionuclídeos nos ACPs no PHTS. ............... 45
Tabela 4.1 - Dimensões e materiais utilizados para os componentes do ITER.............. 52
Tabela 4.2 - Composição dos concretos utilizados no bioshield (% massa).................. 54
Tabela 4.3 - Intervalos de energia para os registros dos fluxos de nêutrons e fótons..... 56
Tabela 4.4 - Fatores de conversão de fluxo para taxa de dose – ICRP-21..................... 57
Tabela 5.1 - Parâmetros de emissão e normalização da fonte....................................... 59
Tabela 5.2 - Fluxo de nêutrons nos componentes......................................................... 62
ix
ÍNDICE DE FIGURAS
Figura 1.1 - Imagem comparativa entre o estado gasoso e o plasma............................... 1
Figura 1.2 - Visão esquemática do confinamento magnético de um tokamak................. 2
Figura 1.3 - Reação de fusão D-T.................................................................................. 3
Figura 1.4 - Esquema das transformações de energia em um reator de fusão. ................ 4
Figura 1.5 - Esquema de uma planta de fusão................................................................ 4
Figura 1.6 - Visão geral das instalações do JET............................................................. 5
Figura 1.7 - Visão interna da câmara do plasma do JET ................................................ 5
Figura 1.8 - Visão artística interna do ITER. ................................................................. 6
Figura 2.1 - Visão artística do arranjo do cobertor dentro da câmara de vácuo............. 12
Figura 2.2 - Visão artística corte do BLK mostrando as camadas de materiais. ............ 13
Figura 2.3 - Distribuição poloidal do calor depositado nos módulos do cobertor.......... 13
Figura 2.4 - Visão artística do cassete do diversor. ...................................................... 14
Figura 2.5 - Principais componentes do cassete do diversor......................................... 14
Figura 2.6 - Direcionamento das linhas do campo magnético na região do diversor..... 16
Figura 2.7 - Visão artística da configuração básica do VV........................................... 17
Figura 2.8 - Corte vertical no toro mostrando o posicionamento dos principais sistemas
em relação ao VV. ...................................................................................................... 18
Figura 2.9 - Corte horizontal do VV mostrando o espaço interno das paredes do VV. . 19
Figura 2.10 - Rota do fluxo de refrigerante no VV. ..................................................... 19
Figura 2.11 - Visão em corte do sistema magnético..................................................... 21
Figura 2.12 - Esquema do posicionamento relativo das bobinas do PF e das CCs. ....... 21
Figura 2.13 - Visão geral do solenóide central. ............................................................ 22
Figura 2.14 - Visão geral do criostato e componentes internos. ................................... 24
Figura 2.15 - Elevação do edifício do tokamak (corte E-W). ....................................... 26
Figura 2.16 - Elevação do edifício do tokamak (corte N-S). ........................................ 27
Figura 2.17 - Posição do tanque de supressão.............................................................. 29
x
Figura 2.18 - Diagrama do sistema de refrigeração a água. .......................................... 31
Figura 2.19 - Planta do Sistema NB............................................................................. 35
Figura 2.20 - Layout do sistema IC mostrando as posições relativas dos lançadores,
linhas de transmissão e fontes de potência................................................................... 35
Figura 2.21 - Visão do modelo 3D mostrando diferentes geometrias de portas. ........... 37
Figura 2.22 - Distribuição da carga de nêutrons sobre a FW. ....................................... 37
Figura 2.23 - Taxas de dose durante a operação........................................................... 39
Figura 3.1 - Seção de choque de materiais relevantes para reações (n,γ). ..................... 41
Figura 3.2 - Seções de choque de materiais relevantes para reações (n,p). ................... 42
Figura 3.3 - Seção de choque para a reação (n,p) no oxigênio...................................... 43
Figura 3.4 - Esquema das barreiras de confinamento para o trítio. ............................... 44
Figura 4.1 - Esboço da geometria utilizada no modelamento. ...................................... 50
Figura 4.2 - Vista superior e lateral da geometria do ITER modelada no MCNP.......... 51
Figura 5.1 - Espectro normalizado da fonte. ................................................................ 59
Figura 5.2 - Fluxo de nêutrons ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto tipo C-01....................................................................................................... 61
Figura 5.3 - Fluxo de nêutrons ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto tipo C-02....................................................................................................... 61
Figura 5.4 - Taxa de dose para nêutrons e fótons ao longo do caminho radial para
blindagem com concreto tipo C-01.............................................................................. 63
Figura 5.5 - Taxa de dose para nêutrons e fótons ao longo do caminho radial para
blindagem com concreto tipo C-02.............................................................................. 64
Figura 5.6 - Taxa de dose total ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto C-01 e C-02. ................................................................................................. 65
xi
1 - INTRODUÇÃO
A investigação sistemática para produzir energia através de reações de fusão começou
na década de 1950. Os estudos sobre fusão controlada foram iniciados em Princeton nos
EUA por Lyman Spitzer, e em Los Alamos por James Tuck, sendo que outros países
também faziam investigações avançadas sobre o tema como a Inglaterra e a União
Soviética. Em 1951, Andrei Sakharov e Igor Tamm conceberam o tokamak, mas apenas
uma parte de suas pesquisas foi divulgada ao mundo em 1956.
Para realizar fusões que efetivamente liberem grandes quantidades de energia é
necessário que um gás formado pelos isótopos do hidrogênio seja aquecido até
temperaturas elevadíssimas, cerca de 100 milhões de graus centígrados. Este gás
superaquecido é denominado plasma. Na física, o plasma é considerado o quarto estado
da matéria. Difere dos sólidos, líquidos e gases por possuir os núcleos dos átomos
separados dos elétrons. Por este motivo o plasma é também chamado de gás ionizado.
Estima-se que 99% de toda matéria existente esteja no estado de plasma, o que faz deste
o estado da matéria mais comum e abundante do universo. Uma imagem comparativa
entre o estado gasoso e o plasma é mostrada na Figura 1.1.
Figura 1.1 - Imagem comparativa entre o estado gasoso e o plasma.
Os plasmas são gerados através de vários processos de ionização. Para um gás em
temperatura suficientemente alta, as colisões entre os átomos levam à ionização de
alguns deles devido às altas energias cinéticas. Um ou mais elétrons que estão
normalmente ligados ao átomo, serão ejetados do mesmo e converterão o gás numa
região onde coexistem elétrons livres, íons e átomos neutros, formando o plasma.
1
Dentre suas características, a mais importante é a tendência que esse estado tem de
permanecer eletricamente neutro, equilibrando sua carga elétrica negativa e positiva em
cada porção de volume de matéria. Caso ocorra um desequilíbrio entre as densidades de
cargas, estas dão lugar a forças eletrostáticas que, pela alta condutividade elétrica,
atuam rapidamente de modo a restaurar o estado inicial de neutralidade.
Existem duas reações de fusão de grande interesse para a geração de energia, uma
envolve somente 2H (D) e a outra envolve uma mistura de iguais proporções entre o 2H
(D) e 3H (T). A fusão deutério-trítio (D-T) produz mais energia por reação do que a
fusão deutério-deutério (D-D). Sabe-se ainda que a reação de fusão D-T ocorre em
temperaturas mais baixas facilitando a tarefa de construir um reator de fusão. Portanto,
pelo estado atual das pesquisas, os reatores de fusão de primeira geração deverão operar
com a fusão D-T.
Para possibilitar as reações de fusão é necessário que o plasma seja mantido confinado
por pelo menos um segundo, o que pode ser conseguido usando confinamento
magnético. A configuração de confinamento magnético mais utilizada é chamada
tokamak, do acrônimo russo toroidalnya kamera magnetnaya katushka [1]. O esboço da
configuração tokamak está mostrado na Figura 1.2 [2].
Figura 1.2 - Visão esquemática do confinamento magnético de um tokamak.
A forma toroidal é particularmente funcional para o confinamento magnético por não
possuir extremidades. O campo magnético toroidal é criado por um conjunto de
bobinas, chamadas bobinas toroidais, que se encontram em torno do corpo da câmara de
vácuo onde está confinado o plasma. Outra característica importante do tokamak é o
fato de se formar uma corrente elétrica no interior do próprio plasma denominada
2
corrente de plasma, através de um efeito análogo ao de um transformador em que o
plasma atua como o enrolamento secundário e o entreferro exterior como enrolamento
primário. Esta corrente constitui um mecanismo auxiliar de aquecimento do próprio
plasma e, por intermédio da indução de um campo magnético permite simultaneamente
uma maior homogeneização do plasma que, de outro modo, se encontraria separado em
zonas eletricamente carregadas.
A grande dificuldade na operação dos tokamaks é a estabilização do plasma com a
minimização das perdas de partículas e energia. Parte das perdas de partículas é
intrínseca ao conceito de tokamak, uma vez que 4/5 da energia produzida na fusão D-T
é transportada pelos nêutrons liberados que não permanecem confinados no plasma por
efeitos do campo magnético. A Figura 1.3 ilustra a fusão D-T e a partição da energia
após a reação.
Figura 1.3 - Reação de fusão D-T.
Os nêutrons liberados na reação DT carregam cerca de 80% da energia disponibilizada e
são desacelerados e às vezes absorvidos em uma camada que é construída ao redor do
núcleo do reator denominada cobertor. O cobertor de um reator de fusão deve ser
suficientemente espesso (cerca de 50 cm) para moderar os nêutrons de fusão de
aproximadamente 14 MeV. Ao moderar os nêutrons essa camada aquecerá, e através da
circulação de um fluido refrigerante (água), o calor é retirado da zona do reator para
produzir vapor e finalmente eletricidade. O esquema da Figura 1.4 mostra o caminho da
energia numa planta de fusão.
3
Figura 1.4 - Esquema das transformações de energia em um reator de fusão.
O deutério ocorre naturalmente em águas oceânicas. Há 1 átomo de deutério para cada
6700 átomos de hidrogênio e pode ser facilmente extraído a um custo baixo. O trítio é
um isótopo radioativo com uma meia-vida de aproximadamente 12 anos, não existe
possibilidade de abastecer o reator com trítio natural. Portanto o trítio é obtido através
de uma reação nuclear dentro do próprio reator. A Figura 1.5 mostra um esquema de
uma planta de fusão com a produção de trítio a partir do lítio.
Figura 1.5 - Esquema de uma planta de fusão.
O alto custo e a complexidade dos equipamentos exigiram o estabelecimento de
colaborações internacionais para reunir esforços e financiar os projetos de pesquisa. Em
1978, foi iniciada a construção do projeto Joint European Torus (JET) na Inglaterra [3],
que produziu o seu primeiro plasma em 1983 e só atingiu condições de funcionamento
estáveis em 1991. As instalações do JET bem como a visão interna da câmara do
4
plasma estão mostradas nas Figuras 1.6 e 1.7, respectivamente [3]. Nos Estados Unidos,
a maioria das pesquisas na área é realizada no TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)
em Princeton [4]. No Japão, o tokamak JT-60 iniciou a operação em 1988, e atualmente
os estudos prosseguem utilizando o JT-60U [5].
Figura 1.6 - Visão geral das instalações do JET.
Figura 1.7 - Visão interna da câmara do plasma do JET
O projeto mais recente denominado ITER (International Thermonuclear Experimental
Reactor) tem como objetivo principal demonstrar que é possível o uso de energia de
fusão para fins pacíficos. O projeto ITER [6] foi iniciado em 1992 e a fase de projeto e
5
engenharia terminou em 1998 quando foi orçado um complexo de fusão nuclear
completo com o valor estimado de US$ 6 bilhões. O projeto inicial sofreu adaptações e
conquistou novas parcerias. Atualmente, participam do projeto, além da Comunidade
Européia, os Estados Unidos, a Rússia, o Japão, a China, a Coréia do Sul e a Índia.
Após intensas discussões no plano político, ficou decidido que o reator será construído
em Cadarache na França. Uma visão geral do ITER está mostrada na Figura 1.8.
Figura 1.8 - Visão artística interna do ITER.
No Brasil, foi criada, em novembro de 2006, pelo Ministério da Ciência e Tecnologia, a
Rede Nacional de Fusão (RNF), que reúne pesquisadores e instituições nacionais que
desenvolvem pesquisas nessa área. A RNF é coordenada pela Comissão Nacional de
Energia Nuclear (CNEN) e um dos seus objetivos é promover o avanço da pesquisa em
fusão nuclear no Brasil, desenvolvendo a capacitação científica e técnica necessárias
para a viabilização dessa tecnologia como fonte de energia. A RNF pretende coordenar
e ampliar essas atividades, estabelecer prioridades e gerenciar as colaborações
internacionais. Além disso, com a RNF, o Brasil pretende desenvolver tecnologias
próprias e ingressar no esforço internacional que busca viabilizar o uso da fusão nuclear
em larga escala. Para o futuro, está prevista a criação de um Laboratório Nacional de
Fusão, a ser implantando na estrutura da CNEN.
6
Em Belo Horizonte, o Departamento de Engenharia Nuclear (ENU) da UFMG possui
vasta experiência em estudos neutrônicos de reatores de fissão incluindo estudos
avançados sobre transmutação de combustível irradiado em reatores a água leve (LWR
– Light Water Reactor). Dado que a maior parte da energia disponibilizada nas reações
de fusão é transportada pelos nêutrons que são emitidos pelo plasma, o conhecimento
acumulado no ENU-UFMG sobre as formas de interação destas partículas possibilitou
sua participação na RNF para desenvolver pesquisas no campo da fusão controlada.
Muitas são as oportunidades nesta área, dentre elas, o gerenciamento em quantidade e
qualidade das reações nucleares que podem ser induzidas pelos nêutrons da fusão, a
utilização destes nêutrons na transmutação, a própria geração de energia e muitas outras.
Este estudo tem a finalidade de aproximar o ENU-UFMG da iniciativa mundial
proporcionando um passo para a compreensão das tecnologias envolvidas na fusão
nuclear controlada. Para isso, busca-se fazer o levantamento da distribuição do fluxo de
nêutrons ao longo dos sistemas do ITER. Através do mapeamento do fluxo de nêutrons,
será determinada a taxa de dose durante a operação do reator. A investigação sobre estes
tópicos é de grande importância para a compreensão dos principais sistemas do reator.
Oportunamente, pretende-se também estabelecer uma comparação sobre a eficiência da
blindagem de dois tipos de concreto: o primeiro tipo possui uma composição bastante
utilizada em instalações nucleares e o segundo com uma composição modificada
buscando uma eficiência de blindagem mais apropriada às instalações de reatores de
fusão.
As avaliações das doses ocupacionais devido aos futuros reatores de fusão sofrem ainda
da carência de dados experimentais e de parâmetros de regularidade nas operações dos
tokamaks. Existem vários experimentos sobre fusão em tokamaks sendo desenvolvidos
por todo o mundo, cada um deles com sua particularidade e projetos pouco similares.
Na mesma direção, os estudos na área de dosimetria e proteção radiológica destas
máquinas não são conclusivos sendo considerados preliminares. O código de transporte
de partículas MCNP (Monte Carlo N-Partícula) [7] é uma importante ferramenta que
vem sendo amplamente utilizada nas pesquisas aplicadas à neutrônica da fusão. Com
uma técnica probabilística, o MCNP efetua o transporte do nêutron, fóton e elétron, ou o
transporte acoplado destas partículas, simulando as histórias individuais desde o
nascimento até morte da partícula pela absorção ou fuga. O caminho aleatório da
7
partícula é simulado com base nas leis estocásticas com a probabilidade da interação
inserida através das bibliotecas com dados das seções de choque nucleares.
Um estudo sobre as taxas de dose realizado por Yixue Chen et al [8] sobre o tokamak
HT-7U, em construção na China, publica resultados que alertam sobre a necessidade de
se aprofundar as pesquisas. Este equipamento irá desenvolver experimentos com a fusão
em plasmas de deutério com a produção de nêutrons de 2,45 MeV e um fluxo
aproximado de 1015 n.cm-2.s-1. A taxa de dose durante a operação e após o desligamento
foram calculadas baseadas em um modelamento 3D, utilizando o código de transporte
de partículas MCNP-4C e dados da biblioteca FENDL-2 [9] (Fusion Evaluated Nuclear
Data Library). Os resultados do estudo confirmam que as doses avaliadas tornam
proibitivo o acesso pessoal no interior da sala do tokamak quando em operação. Na sala
do tokamak, a taxa de dose é superior a 26 Sv.h-1 durante o funcionamento nominal.
Fora da sala, atrás de uma parede de 1,5 m de concreto, a taxa de dose reduz para 17
µSv.h-1. Estes resultados mostram que o nível de taxa de dose nas proximidades da sala
do tokamak excede ligeiramente a dose limite. O estudo prossegue utilizando o
acoplamento do transporte das partículas realizado pelo código MCNP e o
acompanhamento do decaimento radioativo dos materiais ativados através do código
FISPACT [10]. Esta técnica de acoplamento foi desenvolvida em 2002 por Y. Chen e
U. Fischer [11] e foi denominada R2S (Rigorous 2 Step) e com ela é possível
determinar a taxa de dose após o desligamento. Com isso, os resultados mostram que no
interior da sala do tokamak a taxa de dose, após o desligamento, diminui
progressivamente de 100 µSv.h-1 na primeira hora para 10 µSv.h-1 depois de 10 horas
chegando aos níveis naturais de radiação (10-1 µSv.h-1) em uma semana. Os autores
ressaltam a necessidade de outros estudos que tratem tanto da avaliação das taxas de
doses como da blindagem necessária para a planta.
Sobre o projeto ITER destacamos os estudos realizados por S. Sandri e Luigi Di Pace
[12] que tratam da exposição ocupacional à radiação. Os autores ressaltam que uma
fonte de radiações importante devido ao impacto na dose coletiva é o trítio disperso no
ar e outra são os produtos de corrosão ativados (ACPs) na água do sistema de
refrigeração. No estudo o inventário de ACPs nos tubos e nos componentes do sistema
de refrigeração foi determinado usando o código PACTITER [13] e o transporte das
8
partículas foi realizado utilizando o código MCNP. Os autores concluíram que a dose
coletiva é de 258 m.homem.Sv.ano-1.
A proposta deste estudo com enfoque sobre a determinação do fluxo e sobre a avaliação
da taxa de dose ao longo dos sistemas do ITER mostra-se estrategicamente conveniente
para iniciar os estudos do DEN-UFMG no contexto da fusão controlada, pois possibilita
um conhecimento preliminar sobre vários aspectos do funcionamento de uma planta de
fusão. Também, diante da evidência do funcionamento pleno de uma planta de fusão,
faz-se necessário um entendimento em profundidade de seu desenvolvimento,
características, sistemas e até mesmo das iniciativas mundiais que pretendem viabilizála. Como na efetivação da fusão é produzido um alto fluxo de nêutrons e raios gama, o
conhecimento fundamentado do fluxo destas partículas e das taxas de dose associada à
operação destas máquinas é de grande importância.
Para a conquista destes objetivos, primeiramente o estudo estará focalizado na
caracterização dos principais sistemas de um reator de fusão. Após a caracterização dos
sistemas do reator, será executado o modelamento e a simulação do funcionamento do
ITER utilizando a versão 5 do código Monte Carlo N-Partícula (MCNP5). Dando
seqüência ao trabalho, será determinada a distribuição espacial do fluxo e da energia dos
nêutrons bem como dos fótons secundários. A seguir, as taxas de dose inerente ao seu
funcionamento nominal do ITER também serão avaliadas ao longo dos sistemas do
reator. Finalmente será feita a comparação da eficiência de blindagem proporcionada
por dois tipos de concreto. O conhecimento será disponibilizado num texto suficiente
para introduzir os conceitos fundamentais sobre a neutrônica da fusão controlada e para
estimular novos trabalhos dentro do tema.
Para expor o trabalho realizado, foi feito, no Capítulo 2, uma breve descrição dos
principais sistemas do ITER. Cada um dos sistemas relevantes sob a ótica deste estudo
foi descrito isoladamente destacando as principais características e funções. Após a
descrição individual dos sistemas, foi feita uma breve discussão sobre o funcionamento
do reator. Todo o conteúdo do Capítulo 2 foi sintetizado em informações obtidas no
sítio oficial do ITER na WEB [6] onde estão disponíveis diversos documentos técnicos.
Caso sejam necessárias informações mais detalhadas, é indicada a consulta direta a esta
fonte. As principais reações nucleares que ocorrem no reator e que estão vinculadas
com o tema deste trabalho são apresentadas no Capítulo 3 onde também são feitas as
9
discussões sobre as fontes de dose mais relevantes para o ITER. Logo após a
explanação destes tópicos indispensáveis para a compreensão dos fundamentos da
neutrônica do ITER, são apresentados, no Capítulo 4, os detalhes do modelamento
utilizado, os argumentos que pesaram para a escolha da geometria utilizada, as
composições dos materiais, os ajustes da fonte de nêutrons e demais requisitos
necessários para a simulação no código MCNP5. No quinto e último capítulo, são
apresentados os resultados da simulação tanto para a distribuição do fluxo de nêutrons
como para as taxas de dose ao longo do caminho radial do ITER. Também neste último
capítulo, é discutida a eficácia da blindagem para os dois tipos de concretos
mencionados anteriormente. Finalmente, são feitas as conclusões deste estudo, bem
como algumas propostas para avançar as pesquisas do tema no ENU–UFMG.
10
2 - DESCRIÇÃO DOS SISTEMAS
Todo o conteúdo apresentado neste capítulo foi sintetizado de uma única referência que
são as bases técnicas do ITER [6]. Foi feito um breve resumo descrevendo a arquitetura
do reator e seus principais sistemas sob a ótica de um estudo neutrônico.
O ITER é um tokamak de pulso longo com configuração alongada do plasma. Em
funcionamento nominal no cenário indutivo produz uma potência de fusão DT de 500
MW durante 400s com a injeção de 50 MW de potência auxiliar. Após a fusão, 100
MW da potência é disponibilizada como energia térmica e os 400 MW restantes como
energia cinética dos nêutrons emitidos. Os principais parâmetros do ITER estão
apresentados na Tabela 2.1.
Tabela 2.1 - Principais parâmetros do ITER.
Potência total de fusão
500 MW (700 MW) *
Rendimento Q
≥ 10
Carga de nêutrons média
0,57 MW.m-2 (0,8 MW.m-2) *
Tempo de queima (indutivo)
400 s
Raio maior do plasma (R)
6,2 m
Raio menor do plasma (a)
2,0 m
Corrente do plasma (IP)
15 MA (17 MA) *
Campo toroidal em 6,2 m raio (BT)
5,3 T
Volume do plasma
837 m3
Superfície do plasma
678 m2
Potência auxiliar instalada
73 MW
* Os valores entre parênteses são atingidos em condições especiais de funcionamento.
2.1 - O SISTEMA DO COBERTOR
A função básica do sistema de cobertor (BLK – Blanket) é remover a energia dos
nêutrons e fornecer proteção térmica e nuclear à câmara de vácuo (VV – Vacuum
Vessel) e aos componentes mais externos da máquina. O BLK possui uma configuração
modular e é montado diretamente sobre o VV. A grande quantidade de energia
depositada sobre os módulos será removida pelos tubos que fornecem a água da
refrigeração. O BLK é projetado de forma a tornar possível a conversão parcial
11
(somente na parte externa) do cobertor de proteção para o cobertor produtor de trítio nos
estágios mais adiantados da operação.
A configuração do módulo consiste basicamente de um bloco protetor nos quais os
painéis da primeira parede (FW - First Wall) são montados. A segmentação dos
módulos protetores com 17 partes no sentido poloidal é estabelecida para satisfazer o
limite do peso para possibilitar a manutenção remota do equipamento. Os módulos têm
uma segmentação toroidal de 20˚ (18 módulos) na parte interna da embarcação, e 10˚
(36 módulos) na parte externa. Uma visão artística do arranjo do cobertor dentro da
câmara de vácuo é mostrada na Figura 2.1.
Figura 2.1 - Visão artística do arranjo do cobertor dentro da câmara de vácuo.
O bloco protetor tem uma espessura radial de 0,37 m e os módulos internos e externos
têm arranjos estruturais diferentes. O bloco protetor possui um esquema de canais e as
conexões hidráulicas, elétricas e todos os acessórios mecânicos possibilitam
flexibilidade de posicionamento em relação à câmara de vácuo. Cada painel da FW
possui uma armadura de berílio ladrilhada unida a uma placa dissipadora de calor feita
em ligas de cobre e presa à estrutura de aço inoxidável com refrigeração interna. Essa
configuração minimiza correntes induzidas. O uso dos pequenos painéis separados
também facilita a substituição das unidades danificadas, reduzindo o volume de rejeito
nuclear, simplificando o reparo e facilitando os métodos de substituição dentro da célula
quente. Uma visão artística em corte do BLK é mostrada na Figura 2.2.
12
Figura 2.2 - Visão artística corte do BLK mostrando as camadas de materiais.
O calor depositado nos módulos do cobertor é refrigerado por três circuitos
independentes do sistema primário de transferência do calor (PHTS - Primary Heat
Transfer System). O calor depositado em cada módulo é devido a dois fatores, um deles
é a deposição da energia transferida por partículas denominada de aquecimento nuclear
e a outra é a transferência de calor diretamente do plasma. A distribuição poloidal do
calor depositado devido a estes dois fatores é mostrada na Figura 2.3.
Distribuição da Deposição do Calor
Aquecimento Nuclear
Aquecimento pelo Plasma
Calor (MW)
2
1,5
1
0,5
0
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17
Módulo Nº
Figura 2.3 - Distribuição poloidal do calor depositado nos módulos do cobertor.
2.2 - O SISTEMA DO DIVERSOR
A principal função do sistema do diversor é operar como exaustor da maior parte das
partículas alfa bem como de outras impurezas do plasma. O diversor atua como o
principal componente entre o plasma e as superfícies materiais durante a operação
13
normal. O sistema do diversor deve suportar altas cargas de calor e ao mesmo tempo
proporcionar uma blindagem suficiente para os magnetos posicionados na parte inferior
do reator. A Figura 2.4 mostra a visão artística do cassete do diversor.
Figura 2.4 - Visão artística do cassete do diversor.
O diversor é segmentado em 54 cassetes, três em cada uma das 18 portas inferiores. O
cassete do diversor tem 3,5 m de comprimento, aproximadamente 2 m de altura e
largura de 0,4m a 0,9m. O peso aproximado de cada cassete é de 10,6 toneladas. A
Figura 2.5 mostra os principais elementos do cassete do diversor que também são
descritos abaixo.
Figura 2.5 - Principais componentes do cassete do diversor.
14
O corpo do cassete é o elemento estrutural e é reutilizável para minimizar os resíduos
ativados, proporciona blindagem e apoio mecânico para todos os possíveis modos de
interfaceamento com o plasma;
Os alvos verticais são componentes de interfaceamento com o plasma (PFCs –
Plasma Facing Components), que na sua parte mais baixa interagem diretamente com o
plasma e, na sua parte superior, atuarão como pás;
A região privada de fluxo (i.e. o espaço que não tem ligações das linhas de campo
magnético com o plasma principal), que consiste em:
▪ Uma cúpula que protege o Liner do plasma;
▪ Pratos refletores (externo e interno) que, juntamente com as extremidades dos
alvos verticais, definem a forma de V e confinam as partículas nos canais do
diversor. Também ajudam na redução do pico de fluxo de calor incentivando o
desprendimento parcial do plasma;
▪ O Liner que protegido da ação direta do plasma permite o bombeamento para
fora do hélio e de outras impurezas.
Os alvos verticais são inclinados a fim de interceptar as linhas do campo magnético em
um ângulo agudo, dando profundidade aos canais nos quais se procura estabelecer um
regime parcialmente independente do plasma. Juntamente com a extremidade inferior
de cada alvo vertical une-se uma placa refletora de partículas neutras na forma de um
“V” que confina as partículas nos canais do diversor e ajuda na parcial independência
do plasma. A Figura 2.6 mostra o cassete do diversor em corte com o esquema de
direcionamento das linhas do campo.
15
Figura 2.6 - Direcionamento das linhas do campo magnético na região do diversor.
A cúpula e os alvos verticais são folheados com uma armadura de tungstênio. Como
parte dos PFCs, o Liner é suspenso acima do corpo cassete e forma um canal sob a
cúpula, conectando os ambientes interno e externo do diversor. A principal diretriz para
a configuração da refrigeração do diversor foi a necessidade de manter uma boa
refrigeração.
As interações de parede entre o plasma e os materiais que enfrentam o plasma, tais
como berílio, tungstênio e os compostos de fibra de carbono irão produzir quantidades
substanciais de poeira, a maioria dela será depositada na região do diversor. Neste pó,
pode ser encontrado material tritiado, outros detritos radioativos, materiais
quimicamente reativos e/ou tóxicos. A poeira na superfície da cúpula e na parte superior
dos alvos verticais pode promover reações com o vapor de água proveniente de um
possível vazamento. As reações do vapor com a poeira de berílio produzem grandes
quantidades de hidrogênio, dando lugar à possibilidade de vazamentos com explosão. A
taxa real de geração de poeira e sua distribuição na máquina serão estudadas durante a
operação na fase de hidrogênio. Entretanto, têm sido investigados métodos para medir
tanto a quantidade de poeira no interior da máquina ITER como técnicas para removê-la
durante períodos de manutenção.
2.3 - A CÂMARA DE VÁCUO
A câmara de vácuo (VV – Vacuum Vessel) é um componente permanente da máquina e
basicamente é composto pela câmara principal e pelas estruturas de portas. As funções
principais do VV são fornecer o isolamento necessário para o estabelecimento de um
16
vácuo de alta qualidade para o plasma, e também fornecer uma primeira barreira de
confinamento de materiais radioativos. A câmara possui funções estruturais para os
componentes internos e também para as cargas que incidem sobre eles durante a
operação do reator. Os materiais ferromagnéticos e a forma apropriada do VV (toro)
reduzem algumas oscilações do campo e contribuem significativamente na estabilização
do plasma. A câmara de vácuo fornece uma blindagem nuclear adequada devido aos
seus componentes internos, possibilitando o acesso ao criostato e às portas de conexões
duas semanas após o desligamento programado. O VV é uma estrutura na forma de
toro com paredes duplas utilizando tubulação de água no interior para refrigeração e
blindagem nuclear. O VV é situado no interior do criostato e suportado pelas
sustentações das caixas das bobinas do campo toroidal. O cobertor e o diversor são
montados no interior da câmara que suporta todas as suas cargas. Um segmento artístico
da configuração básica do VV é mostrado na Figura 2.7.
Figura 2.7 - Visão artística da configuração básica do VV.
A câmara de vácuo possui estruturas de portas superiores, equatoriais, e as mais baixas
que serão usadas para a instalação de equipamentos auxiliares, bombas, e para permitir
o acesso para manutenção. As extensões radiais das portas definem os limites do vácuo
17
e também são refrigeradas. Estas extensões são conectadas ao criostato. A Figura 2.8
mostra o posicionamento dos principais sistemas em relação ao VV.
As diferenças de desempenho entre o VV e o BLK exigem a utilização de circuitos
separados de arrefecimento. O calor depositado na câmara de vácuo e nos componentes
internos é removido pela água através do sistema primário de transferência de calor do
VV (VV PHTS). A deposição total de calor no VV acontece principalmente pelo
aquecimento nuclear. Um maior fluxo de nêutrons e uma deposição elevada de calor são
esperados nas regiões onde existem as fendas de separação entre os módulos do
cobertor protetor. Portanto, o calor não é uniformemente depositado sobre o VV. A
Figura 2.9 mostra o VV em corte horizontal.
Figura 2.8 - Corte vertical no toro mostrando o posicionamento dos principais sistemas
em relação ao VV.
18
Figura 2.9 - Corte horizontal do VV mostrando o espaço interno das paredes do VV.
O arranjo básico do fluxo de refrigerante para o VV é mostrado na Figura 2.10. A água
é fornecida através das portas inferiores e flui pela estrutura interna de cada setor. Os
canais distribuem a água em ambos os lados da câmara de vácuo de modo a fornecer um
modelo uniforme de escoamento. Os fluxos de água são recolhidos em um coletor
interno na parte superior da câmara e são encaminhados até a saída nas portas
superiores. Esta configuração favorece um sistema com o máximo de convecção
natural.
Figura 2.10 - Rota do fluxo de refrigerante no VV.
19
2.4 - O SISTEMA MAGNÉTICO
O sistema magnético é responsável por estabelecer o confinamento magnético para
tornar possível a ignição do plasma. O sistema é constituído por 18 bobinas do campo
toroidal (TF - Toroidal Field), um solenóide central (CS – Central Solenoid), seis
bobinas do campo poloidal (PF – Poloidal Field) e por 18 bobinas de correção (CCs –
Correction Coils).
As caixas das bobinas do TF possuem uma importante função estrutural suportando
inclusive as cargas do VV. As bobinas TF são todas apoiadas com o atrito
desempenhando um papel importante no suporte das forças magnéticas. Nas regiões
curvas acima e abaixo, as forças são suportadas por quatro chaves superiores e quatro
inferiores. Nestas regiões, as bobinas também estão ligadas através de anéis de précompressão, dois superiores e dois inferiores. Na região externa, o apoio é prestado por
quatro conjuntos (OISs - Outer Intercoil Structures) integrados com as caixas das
bobinas TF e colocados em torno do perímetro. A Figura 2.11 mostra uma visão geral
do sistema magnético em corte.
As seis bobinas do PF (PF1 a PF6) encontram-se anexadas às caixas das bobinas do TF
através de suportes. As bobinas estão dispostas como anéis ao longo do eixo axial da
máquina contornando as bobinas do TF. Externamente às bobinas do PF, estão situados
três conjuntos independentes de bobinas de correção (CC). Estas bobinas são usadas
para corrigir pequenos erros no campo provenientes de falhas menores em outros
sistemas de controle do campo magnético. Figura 2.12 mostra o esquema do
posicionamento relativo das bobinas do PF e das CCs.
Todas as bobinas do TF, as bobinas CS e as bobinas do PF1 a PF4 são projetadas para
serem removidas da máquina em caso de falha justificável. O projeto do sistema
magnético possui flexibilidade para contornar algumas falhas uma vez que as bobinas
do PF têm as junções acessíveis situadas em seu lado externo. Além disso, o projeto do
criostato permite que as bobinas mais baixas do PF (PF5 e PF6) sejam rebobinadas “in
situ” sob a máquina.
20
Figura 2.11 - Visão em corte do sistema magnético.
Figura 2.12 - Esquema do posicionamento relativo das bobinas do PF e das CCs.
O solenóide central é composto por uma pilha vertical de seis módulos independentes.
A estrutura do CS consiste num conjunto de chapas localizadas fora e dentro da pilha de
bobinas. A visão geral do CS é mostrada na Figura 2.13. A pilha de bobinas é autosuficiente contra forças radiais e a maior parte das forças verticais.
21
Figura 2.13 - Visão geral do solenóide central.
A segurança do sistema magnético do ITER recebeu particular atenção devido à sua
forte demanda por energia e também por grande influência em outros componentes do
reator, especialmente aqueles associados com o confinamento do plasma. As falhas
magnéticas podem ter um efeito severo na disponibilidade total da máquina, já que o
reparo é demorado e difícil. Portanto, há no projeto a previsão de monitoração e
proteção através de múltiplos sistemas.
Importantes mecanismos potenciais de danos severos que podem afetar o criostato, a
câmara de vácuo ou tubulações dentro do criostato estão associados com o particulado
de material derretido por possíveis arcos elétricos. Desta forma, o sistema elétrico que
mantém o sistema magnético em funcionamento possui critérios bastante seguros de
isolamento e aterramento das estruturas para evitar o aparecimento de descargas.
2.5 - CRIOSTATO,
SISTEMA
DE
SUPRESSÃO
DE
PRESSÃO
DO
VV,
BLINDAGEM TÉRMICA E BLINDAGEM BIOLÓGICA.
O criostato é o componente responsável pelo ambiente de vácuo suficiente para
minimizar a transferência de calor por convecção para os magnetos supercondutores e
para as estruturas frias. Além disso, o criostato forma uma segunda barreira de
confinamento para os materiais radioativos (a primeira barreira é o VV).
O sistema de proteção térmica (TS – Thermal Shield) minimiza a transferência de calor
por condução ou radiação térmica para os componentes e estruturas que operam em 4.5
K. A redução dessas cargas de calor por mais de duas ordens de grandeza é obrigatória
para garantir que o calor residual possa ser removido com razoável facilidade.
22
O sistema de supressão de pressão da câmara de vácuo (VVPSS - Vacuum Vessel
Pressure Suppression System) possui na sua construção e montagem grande semelhança
com o vaso do criostato, e estabelece o limite de 0.2 MPa para a pressão interna no VV
em caso de vazamento de refrigerante nos componentes internos da câmara de vácuo.
Esta é uma medida de segurança para evitar a violação da principal barreira de
confinamento.
2.5.1 - CRIOSTATO
A baliza do projeto do criostato é essencialmente a funcionalidade. O criostato é
constituído por uma única parede metálica cilíndrica com terminações planas na parte
superior e inferior. A elevação do criostato é mostrada na Figura 2.14.
23
Figura 2.14 - Visão geral do criostato e componentes internos.
O criostato é um vaso de aço inoxidável totalmente soldado com um grande número de
penetrações horizontais de acesso às portas do VV em três níveis horizontais e outras
24
penetrações para tubulações de refrigerante em níveis superiores e inferiores, além das
linhas de alimentação elétricas e criogênicas para os magnetos. Suas dimensões, 28
metros de diâmetro interno e 24 metros de altura, foram determinadas pela dimensão do
maior componente localizado no interior. A parede do criostato deixa uma pequena
folga a partir das bobinas do campo poloidal para facilitar a instalação de componentes
e garantir o espaço necessário para acesso e manutenção. Na parte mais baixa, o
diâmetro do cilindro do criostato é reduzido em uma única etapa para garantir uma forte
conecção entre as laterais da máquina e o edifício, minimizando movimentos laterais.
A parte superior do criostato é uma placa lisa circular reforçada com costelas radiais
espaçadas a cada 10 graus. Esta cabeça, através da qual penetram sistemas de
diagnóstico para nêutrons, está ligada por soldagem à casca vertical cilíndrica. Dutos de
tamanho grande (~ 3 metros de altura e 2 metros de largura) interligam as portas do VV
alinhadas com as correspondentes penetrações no criostato. Foles são utilizados para
integrar os dutos de modo a compensar movimentos diferenciais.
2.5.2 - BLINDAGEM BIOLÓGICA
O criostato é apoiado pela construção e cercado por uma blindagem de concreto borado
(bioshield) mantendo um espaçamento radial de 0,5 m. O bioshield com 2 metros de
espessura estende-se também acima do criostato. O projeto do telhado do bioshield é
feito com blocos de concreto com malha e suportes de aço. Caso seja necessária a
substituição de grandes componentes localizados no interior do criostato, os blocos
superiores do bioshield podem ser retirados, bem como a cabeça do criostato. As
Figuras 2.15 e 2.16 mostram cortes verticais do edifício do tokamak sobre o eixo axial
do reator na direção leste-oeste e norte-sul, respectivamente.
25
Figura 2.15 - Elevação do edifício do tokamak (corte E-W).
26
Figura 2.16 - Elevação do edifício do tokamak (corte N-S).
A Tabela 2.2 faz a localização das salas no edifício do tokamak a partir das referências
mostradas nas Figuras 2.15 e 2.16.
27
Tabela 2.2 - Localização das salas no edifício do tokamak.
Nível
Porão
Nível
Diversor
Equatorial
Porta Superior
Magnetos e CVCS
Sala do guindaste e caixa
do reator
Número da Sala
B2-01
B2-02
B2-L1
B2-VS19
B2-04
Número da Sala
B1-01
B1-02
B1-L1
1-01
1-02
1-L1
2-01
2-02
2-L1
3-01
3-03
3-04
3-L1
3-04
4-01
4-02
4-03
4-04
4-L1
Sala oeste
Sala Principal
Sala leste
Designação da Sala
Tanques de Dreno TCWS
Galerias do porão
Área do elevador
Dutos do HVAC
Conexões Inferiores
Designação da Sala
Tanques de Dreno TCWS
Galerias do diversor
Área do elevador
Célula NB
Galerias equatoriais
Área do elevador
Mezanino NB
Galerias Equatoriais
Área do elevador
HV deck (alta voltagem)
Criodistribuição
CVCS – área leste
Área do elevador
Conexões Inferiores
Guindaste
Teto do Bioshield
Tanque de supressão VV
Equipamentos do TCWS
Área do elevador
Trocador de calor do PHTS
Dutos de exaustão
Trocador de calor do PHTS
2.5.3 - SISTEMA DE SUPRESSÃO DE PRESSÃO DO VV
O VVPSS consiste de um grande reservatório linear de 46 metros de comprimento e
uma seção transversal circular de 6 metros de diâmetro, com espaço suficiente para
condensar o vapor resultante de quaisquer vazamentos de refrigerante no interior da
câmara de vácuo. Três tubos principais de alívio são encaminhados para o reservatório
do VVPSS, cada tubo incorporando conjuntos de discos duplos de ruptura que
28
constituem a fronteira do vácuo entre o VV e o ambiente de supressão durante a
operação normal. A Figura 2.17 mostra a posição do tanque de supressão.
Figura 2.17 - Posição do tanque de supressão.
O VVPSS inclui um sistema para contornar a ruptura dos discos, que consiste em tubos
contendo válvulas de isolamento que são projetados para abrir durante um pequeno
vazamento de refrigerante, quando a pressão no VV for superior a pressão atmosférica,
mas menor do que a pressão de abertura da ruptura de discos.
2.5.4 - PROTEÇÃO TÉRMICA
O sistema de proteção térmica compreende a proteção térmica da câmara de vácuo
(VVTS -Vacuum Vessel Thermal Shield), entre o VV e as estruturas frias, a proteção
térmica do criostato (CTS - Cryostat Thermal Shield), que cobre as paredes do criostato
(fundo, cilindro e cabeça superior), a proteção térmica de transição (TTS - Transition
Thermal Shields), que envolvem os dutos de conexões das portas e linhas de serviços
29
que estão entre as paredes do VV e o criostato, e também a proteção térmica dos
suportes (STS - Support Thermal Shields).
O VVTS está fixado junto às bobinas do TF por suportes internos e externos e é autosuficiente em seus apoios gravitacionais. A perda da refrigeração na blindagem térmica
levaria ao superaquecimento e um tempo de reparo muito longo. Portanto, o sistema de
refrigeração da blindagem térmica é projetado para ser totalmente redundante.
2.6 - SISTEMA DE REFRIGERAÇÃO A ÁGUA
O sistema de resfriamento a água (CWS - Cooling Water System) é constituído pelo
sistema de resfriamento a água do tokamak (TCWS - Tokamak Cooling Water System),
o sistema de resfriamento a água de componentes (CCWS - Component Cooling Water
System), o sistema de água refrigerada (CHWS - Chilled Water System) e o sistema de
rejeição do calor (HRS – Heat Rejection System). Os sistemas primários de
transferências do calor (PHTSs - Primary Heat Transfer Systems) fazem parte do TCWS
que é constituído também pelos seus sistemas de apoio, isto é, os sistemas de controle
químico e de volume (CVCSs - Chemical and Volume Control Systems), o sistema de
drenagem e reenchimento e o sistema de secagem. Os sistemas primários de
transferência do calor são constituídos pelos seguintes subsistemas:
câmara do vácuo (VV) PHTS;
primeira parede/cobertor (PFW/BLK) PHTS;
diversor/limitador (DIV/LIM) PHTS;
injetora NB PHTS.
O diagrama esquemático do CWS é mostrado na Figura 2.18.
30
Figura 2.18 - Diagrama do sistema de refrigeração a água.
31
Os componentes do CWS foram idealizados a partir da experiência com usinas de
fissão, e não são esperadas dificuldades na sua disponibilidade comercial. Os níveis de
trítio e de produtos de corrosão ativados (ACPs – Activated Corrosion Products) no
refrigerante são controlados para assegurar que estão dentro dos limites de segurança.
Calcula-se uma concentração muito baixa de trítio nos circuitos refrigerantes.
2.6.1 - SISTEMAS DE CONTROLE QUÍMICO E VOLUMÉTRICO (CVCS)
Os sistemas de controle químico e volumétrico (CVCSs - Chemical and Volume
Control Systems) são compostos por três unidades para os PHTSs. Nos CVCSs, o fluxo
é filtrado e resfriado até aproximadamente 100 °C. Então, a pressão é reduzida para 0,5
– 1 MPa, sendo mantida neste valor no resto da unidade até a bomba reinjetora. Na
etapa seguinte, a temperatura do fluxo é reduzida para aproximadamente 50 °C quando
a água é purificada por troca iônica em camas de resina. A seguir, o fluxo é conduzido a
um tanque de controle para que a concentração do hidrogênio seja monitorada. O
refrigerante é então repressurizado e reinjetado de volta no ciclo.
Durante o regime de manutenção, o sistema trabalha com uma grande capacidade de
remoção de ACP para diminuir a dose sobre os trabalhadores. O fluxo através da
CVCSs é, no caso de manutenção, aumentado para aproximadamente duas vezes a taxa
normal e os processos químicos para a remoção dos depositados de ACPs também são
alterados.
2.6.2 - SISTEMA DE DRENAGEM E REENCHIMENTO
Para operações de inspeção ou manutenção, as águas dos circuitos necessitam ser
drenadas parcial ou totalmente. A segmentação do armazenamento evita a mistura de
refrigerantes com diferentes níveis de contaminação química. Alguns dos tanques de
dreno também são usados para receber a água do VV através de linhas de drenagem de
emergência durante uma fuga de refrigerante. O dreno é constituído de cisternas que são
mantidas parcialmente evacuadas (pressão aproximada 10 kPa). A Tabela 2.3 mostra os
principais dados do sistema de drenagem e reenchimento.
32
Tabela 2.3 - Principais dados do sistema de drenagem e reenchimento.
Sistema
Número de Tanques
Volume Interno (m3)
2 (1)
2 (1)
2
2 (2)
~ 500
~ 200
~ 120
~ 120
PFW/BLK PHTS
DIV/LIM PHTS
VV PHTS
Injetor NB PHTS
2.6.3 - SISTEMA DE SECAGEM
Depois da drenagem, as águas residuais no VV e nos demais espaços no seu interior
devem ser completamente retiradas. O processo de secagem consiste em soprar
nitrogênio a fim de retirar a maior parte das águas residuais. Posteriormente, um
segundo sopro com nitrogênio aquecido é introduzido para evaporar e assim eliminar o
restante líquido.
2.6.4 - SISTEMA DE REFRIGERAÇÃO DE COMPONENTES (CCWS)
O sistema de refrigeração de componentes (CCWS - Component Cooling Water
System) fornece um fluxo de água desmineralizada com a qualidade necessária para
refrigeração de componentes e sistemas especiais. O calor total rejeitado através da
CCWS é, aproximadamente, 120 MW quando operando a plena capacidade. O CCWS é
dividido em três zonas: zona do tokamak; zona da central elétrica; zona dos locais de
serviços.
2.6.5 - SISTEMA DE ÁGUA RESFRIADA (CHWS)
O CHWS fornece um fluxo de água resfriada (aproximadamente 6 °C) para aqueles
sistemas que exigem baixa temperatura. Há dois circuitos do CHWS para a zona do
tokamak, um para a zona da central elétrica e outro para a zona dos locais de serviços. O
total de calor rejeitado através da CHWS é, aproximadamente, 41 MW quando operado
em plena capacidade.
33
2.6.6 - SISTEMA DISSIPADOR DE CALOR (HRS)
O sistema dissipador de calor (HRS - Heat Rejection System) promove a dissipação
final do calor e é responsável pela retirada de todas as cargas de calor na planta do
ITER. Consiste de sistemas de circulação da água (WCSs - Water Circulation Systems)
e do sistema da torre de resfriamento (CTS - Cooling Tower System).
Os WCSs fornecem conexões para as linhas de resfriamento da água e para as linhas de
retorno dos fluxos dos trocadores de calor de todos os sistemas de transferência de calor
até o dissipador de calor e as torres de resfriamento do CTS. No projeto do CTS, o
volume da bacia quente é 12.000 m3 e sua temperatura máxima de 75°C. A bacia fria
tem volume de 20.000 m3 e temperatura máxima de 35 °C.
2.7 - AQUECIMENTO ADICIONAL
Múltiplos papéis e uma vasta gama de funções são atribuídos aos sistemas de
aquecimento e controle (H&CD – Heating and Currente Drive Sistems) no ITER. Os
sistemas H&CD são necessários principalmente para aquecer o plasma nas primeiras
fases de funcionamento. Questões fundamentais como a ignição do plasma, a supressão
das instabilidades e a realização de um término de queima suave são controladas pela
potência de entrada do H&CD. Esse controle é obtido através de uma combinação
adequada de feixes neutros (NB - Neutron Beam) e dos três sistemas de rádiofrequência: elétron cícloton (EC - Electron Cyclotron), íon cíclotron (IC - Ion
Cyclotron) e híbrido inferior (LH - Lower Hybrid).
A concepção do sistema NB consiste de dois injetores de aquecimento e um injetor de
diagnóstico conforme é mostrado na Figura 2.19. Cada injetora de aquecimento irá
entregar um feixe de deutério de 16,5 MW (total de 33 MW), com energia de 1,0 MeV,
e será capaz de operar com pulsos longos (até 3600 s) e em estado estacionário. Para o
funcionamento na fase do hidrogênio, as injetoras podem ser operadas com hidrogênio,
com energia 0,8 MeV e potência do feixe de 13 MW.
34
Figura 2.19 - Planta do Sistema NB.
O projeto dos sistemas de aquecimento e controle por rádio-frequência (RF-H&CD) foi
desenvolvido de modo a proporcionar um bom desempenho em alto nível de potência.
Na concepção, foram utilizadas características de construção modular e, sempre que
possível, interface idêntica. Os três sistemas que utilizam rádio freqüência (IC, EC e
LH), possuem diferentes componentes para a geração e a transmissão da potência. A
Figura 2.20 mostra como exemplo o sistema IC.
Figura 2.20 - Layout do sistema IC mostrando as posições relativas dos lançadores,
linhas de transmissão e fontes de potência.
35
O sistema EC-H&CD utiliza dois tipos de lançadores RF, ambos operando com uma
freqüência de 170 GHz e para auxiliar no arranque operam em uma freqüência menor,
120 GHz. A potência nominal de injeção é 20 MW em 170 GHz e 2 MW em 120 GHz.
A faixa de freqüência concebida no projeto do sistema de aquecimento IC-H&CD é de
40 a 55 MHz. Pode ser desejável para uma melhor flexibilidade uma extensão deste
intervalo para 35 a 60 MHz. Os lançadores IC são alimentados por linhas de
transmissão coaxial cada uma com potência nominal de 2,5 MW. O sistema LH-H&CD
destina-se a entregar uma potência total de 20 MW utilizando a freqüência de 5 GHz.
2.8 - ANÁLISE NUCLEAR
Cálculos de transporte da radiação são muito importantes na avaliação do projeto do
ITER, em particular no que se refere às restrições operacionais, ao acesso para
manutenção do reator e no gerenciamento dos resíduos ativados. Estes cálculos são
realizados em uma progressão que começa com estudos unidimensionais, seguidos por
cálculos 2D e 3D que levam em conta inclusive efeitos de penetrações do fluxo através
das fendas dos componentes. Um mapa preciso dos campos de radiação é necessário
para todo o reator. A concepção dos componentes e a disposição da blindagem devem
ser decididas de modo a obter doses dentro de limites impostos para garantir a
segurança pessoal durante o funcionamento e após o desligamento (<100 µSv.h-1). A
eficiência da blindagem do BLK e VV devem satisfazer também outros limites, que
incluem, por exemplo, proteger os magnetos e reduzir a produção de hélio no VV.
Para obter respostas precisas do comportamento nuclear foram elaborados dois modelos
do ITER no MCNP: o modelo 1D e o modelo 3D detalhado. Os modelos foram
construídos por um time de pesquisadores durante a fase de projeto do ITER. O modelo
3D com 20° de simetria é a base de todas as análises para o ITER e está mostrado em
parte na Figura 2.21. A análise nuclear que é apresentada nesta seção é baseada nos
resultados obtidos em simulações com estes modelos.
A rotina da fonte foi escrita utilizando uma matriz cujos elementos são proporcionais
aos da fusão nuclear de forma que a distribuição de probabilidade de emissão de
nêutrons é muito próxima do real. Os resultados apresentados nesta seção foram obtidos
a partir deste modelamento.
36
Figura 2.21 - Visão do modelo 3D mostrando diferentes geometrias de portas.
2.8.1 - DISTRIBUIÇÃO DA CARGA DE NÊUTRONS SOBRE A FW
A distribuição da carga de nêutrons na FW (nêutrons de 14,1 MeV fluindo através da
primeira parede) é normalmente utilizada pelos pesquisadores como um fator de
normalização para uma estimativa rápida das reações nucleares em diferentes partes do
BLK, VV e outros elementos estruturais do reator. A distribuição poloidal da carga dos
nêutrons sobre a primeira parede é mostrada na Figura 2.22 para uma potência de fusão
de 500 MW. A carga de nêutrons máxima na parte interna é 0,59 MW.m-2 e na externa é
0,78 MW.m-2, ambas no equador da máquina.
Figura 2.22 - Distribuição da carga de nêutrons sobre a FW.
2.8.2 - FATOR DE MULTIPLICAÇÃO DA ENERGIA DO NÊUTRON
Para representar o equilíbrio da energia do reator temos três componentes principais: a
energia disponibilizada na fusão nuclear, a energia disponibilizada pelo sistema de
37
aquecimento auxiliar e a energia adicional liberada em reações nucleares nos
componentes estruturais do reator. Nos termos da operação normal, primeiramente
temos que, a radiação térmica do plasma (aproximadamente 100 MW) bem como o
aquecimento devido ao sistema auxiliar (aproximadamente 73 MW), serão depositados
nos componentes de interfaceamento com o plasma da FW e do diversor. Além disso,
como resultado das várias reações dos nêutrons com os materiais, a energia nuclear
liberada no plasma será parcialmente depositada no cobertor, diversor e elementos
estruturais da câmara de vácuo. Considerando o efeito dos nêutrons e fótons
secundários, para cada nêutron incidente de 14,1 MeV, cerca de 20 MeV são
depositados. A razão entre a energia total depositada pelas partículas e a energia total
dos nêutrons emitidos pelo plasma é denominada fator de multiplicação da energia do
nêutron. A Tabela 2.4 mostra os fatores de multiplicação da energia do nêutron
baseados nos modelos 1D e 3D para cálculos de transporte de nêutrons e fótons para
uma potência de fusão nominal de 500 MW (isto é 400 MW de radiação devido,
principalmente, a nêutrons e 100 MW de energia térmica).
Tabela 2.4 - Fatores de multiplicação da energia do nêutron.
FW e Cobertor (MW)
Câmara de Vácuo (MW)
Cassetes do Diversor (MW)
Total (MW)
Fator de multiplicação da energia do nêutron
1D
584
3,6
588
1,47
3D
502
7,1
49,4
559
1,40
Os 4% de diferença entre as duas estimativas provêm principalmente de efeitos
geométricos (toro versus cilindro). Um fator de 1,44 foi utilizado como referência para a
multiplicação da energia do nêutron.
2.8.3 - TAXA DE DOSE DURANTE A OPERAÇÃO
Está previsto a limitação para o acesso pessoal para reparos de defeitos no interior do
criostato. Nas portas, onde é necessário o acesso pessoal para manutenção, a taxa de
dose deve ser inferior a 100 µSv.h-1 cerca de 2 semanas (aproximadamente 106 s) após o
desligamento. Na parte externa ao bioshield, onde o acesso mais freqüente é necessário,
a taxa de dose deve ser inferior a 10 µSv.h-1.
38
Para satisfazer esses limites, o projeto baseia-se no desempenho da blindagem fornecida
pelos BMs, VV, criostato e bioshield. No entanto, a taxa de dose é dominada, tanto
dentro como fora do bioshield, pela presença de numerosas penetrações (incluindo as
portas do NB) que são necessárias para fornecer acesso a diferentes rotas para o plasma
e que afetam a capacidade da blindagem tanto do VV como do bioshield. Durante o
funcionamento da máquina, a taxa de dose é muito elevada para o acesso pessoal no
interior do bioshield. Embora as taxas de dose no lado externo do bioshield sejam
mostradas suficientemente baixas para o acesso pessoal (1,0 µSv.h-1), na prática é
impossível por causa das muitas penetrações no criostato e bioshield. De qualquer
maneira, este acesso durante a operação irá naturalmente ser excluído pela presença de
campos magnéticos fortes.
A Figura 2.23 mostra a distribuição da taxa de dose durante o funcionamento obtidos
com um modelo 1D em simulação no MCNP. Estes valores foram determinados por
uma equipe de pesquisadores durante a fase de projeto do ITER, foram publicados nos
documentos oficiais [6] e serão utilizados como referência neste estudo.
Figura 2.23 - Taxas de dose durante a operação.
39
3 - REAÇÕES NUCLEARES E FONTES DE DOSE
3.1 - PRINCIPAIS REAÇÕES DE FUSÃO NO PLASMA
As principais reações de fusão que ocorrem no plasma envolvem dois isótopos do
hidrogênio, o deutério 2H (D), que contém um nêutron e um próton, e o trítio 3H (T),
que contém dois nêutrons e um próton. As equações (1), (2) e (3) mostram as reações de
“queima” de deutério-trítio (DT) e deutério-deutério (DD).
D + T → 4He (3,56 MeV) + n (14,03 MeV)
(1)
D + D → 3He + n + 3,27 MeV
(2)
D + D → T + H + 4,03 MeV
(3)
A reação de fusão DT é atualmente a mais promissora e a mais pesquisada no que se
refere à produção de energia. Analisando a equação (3), observa-se que mesmo nos
reatores que operam apenas com injeção de deutério, uma pequena quantidade de trítio é
gerada no interior da câmara do plasma.
3.2 - PRODUÇÃO DE TRÍTIO
O projeto do ITER trabalha com a hipótese de utilizar também um cobertor contendo
lítio (Li), que ao reagir com o nêutron pode produzir trítio e hélio. O lítio natural com
92,5 % de 7Li e 7,5% de 6Li é um elemento abundante e uniformemente distribuído na
crosta terrestre (30 g.m-3). O trítio produzido nessa camada fértil poderia ser
reaproveitado como combustível para a reação de fusão. As equações (4) e (5) mostram
as reações nos cobertores produtores de trítio. A decisão sobre a incorporação dos
cobertores produtores de trítio só será tomada após um longo período de estudos durante
a operação na primeira fase DT.
6
Li + n → 4He + T + 4,78 MeV
(4)
7
Li + n → 4He + T + n – 2,42 MeV
(5)
40
3.3 - REAÇÕES DE ATIVAÇÃO DOS MATERIAIS
A ativação dos materiais dos componentes do reator devido ao grande fluxo de nêutrons
é uma importante questão para o desenvolvimento da fusão e influencia diretamente no
desenvolvimento das tecnologias do reator pertinentes à segurança, à manutenção e à
eliminação de rejeitos. A disponibilidade e a qualidade dos dados básicos da física
destas reações de ativação são muito importantes e diversas pesquisas foram
desenvolvidas com a finalidade de se obter informações experimentais e simuladas.
Detalhes sobre o encaminhamento destes estudos estão disponíveis no sumário do
encontro promovido pela Agência Internacional de Energia Atômica [14].
O processo dominante para ativação dos materiais é a captura de nêutrons através de
uma reação (n,γ). Na faixa de energia acima de 2,5 MeV, a reação (n,p) também tornase importante. O perfil de algumas seções de choque de reações de ativação para
isótopos relevantes nos reatores de fusão é mostrado nas Figuras 3.1 e 3.2.
Figura 3.1 - Seção de choque de materiais relevantes para reações (n,γ).
Conforme mostrado na Figura 3.1 as seções de choque de ativação (n,γ) de 59Co,
63
Cu,
65
Cu, e
27
50
Cr,
Al possuem um comportamento 1/v para baixas energias. Observa-se
também que a maior seção de choque de ativação é a do 59Co e as ressonâncias ocorrem
na faixa epitérmica.
41
As seções de choque de reações de ativação (n,p) possuem características diferentes e
seus valores são relevantes na faixa acima de 2,5 MeV. A Figura 3.3 mostra estas seções
de choque para o 54Fe e 58Ni.
Figura 3.2 - Seções de choque de materiais relevantes para reações (n,p).
3.4 - ATIVAÇÃO DO 16O
Outra reação relevante presente nos reatores de fusão nuclear é a ativação da água do
refrigerante através da reação
16
O(n,p)16N.
O fluxo de nêutrons de alta energia
característicos da fusão DT são os responsáveis pela ocorrência desta reação, portanto a
taxa da reação
16
O(n,p)16N não é influenciada pelo fluxo dos nêutrons espalhados de
menor energia. Segundo Y. Uno et al [15], depois de estudos realizados no JAERI
(Japan Atomic Energy Research Institute) nas instalações da FNS (Fusion Neutronics
Source), a taxa de produção dos nêutrons de 14 MeV característicos da fusão DT pode
ser monitorada através da verificação da ativação do 16O no fluido refrigerante.
O 16N sofre decaimento β-, emite raios gama de 6,13 MeV (67.0%) e 7,12 MeV (4.9%)
e sua meia vida é de 7,13 s. A Figura 3.3 mostra o gráfico da seção de choque da reação
(n,p) de ativação do 16O.
42
Figura 3.3 - Seção de choque para a reação (n,p) no oxigênio.
3.5 - FONTES DE DOSE
Segundo S. Sandri e L.D. Pace [12], as principais fontes de dose inerentes à tecnologia
da fusão e que predominam durante a operação do ITER e também após seu
desligamento programado são apontadas a seguir e descritas no parágrafo seguinte.
•
O fluxo de partículas durante o funcionamento normal.
•
O fluxo de partículas após o desligamento programado.
•
Os produtos de corrosão ativados (ACPs) no refrigerante.
•
O trítio disperso no ar.
O fluxo de partículas durante o funcionamento normal da máquina é constituído
principalmente de nêutrons e fótons secundários, a contribuição destas partículas para os
valores da taxa de dose na parte externa do bioshield é influenciada principalmente pela
eficiência da blindagem. O fluxo de partículas após o desligamento programado é
predominantemente de fótons emitidos pelos materiais ativados ao longo do período de
funcionamento do reator. A escolha apropriada dos materiais na fase inicial do projeto e
o tempo acumulado de funcionamento do reator são os principais fatores que
determinam a contribuição destas partículas para os valores da taxa de dose. Os gases
43
tritiados provenientes de fontes internas da máquina inclusive da câmara do plasma são
controlados através da utilização de confinamento com vários obstáculos, a contribuição
desta fonte de radiação para os valores da taxa de dose é função direta da eficiência
deste confinamento.
O diagrama dos níveis de confinamento do trítio está mostrado na Figura 3.4.
Figura 3.4 - Esquema das barreiras de confinamento para o trítio.
Os ACPs estarão localizados nos circuitos de refrigeração do VV, nos três ramos do
PHTS PFW/BLK, e nos equipamentos mais expostos dos sistemas auxiliares de
aquecimento e diagnóstico. Contudo, a grande maioria dos ACPs serão encontrados
presos às estruturas metálicas e não possuem mobilidade. O perigo potencial dos ACPs
no VV é significativamente menor do que o perigo potencial no PFW/BLK PHTS, pois
o fluxo de nêutrons no VV é significativamente menor. As atividades específicas dos
radionuclídeos esperados nos ACPs são apresentadas na Tabela 3.1.
O perigo radiológico dos elementos e impurezas nas ligas de aço inoxidável têm sido
muito discutidos. A ativação da máquina é dominada pelos isótopos Mn54, Mn56, Fe55,
44
Co57, Co58, Co60, Ni57, Cr51 produzidos pela transmutação dos elementos presentes
inicialmente no aço, a saber, Fe, Ni, Mo, Cr, Co, Nb. Todos estes elementos, com
exceção do Co e Nb, são absolutamente necessários e seu conteúdo não pode ser
alterado sem afetar as propriedades do aço.
Tabela 3.1 - Atividades específicas dos radionuclídeos nos ACPs no PHTS.
Meia Vida
(anos)
Atividade dos
depositados (Bq/kg)
Atividade na solução
(Bq/kg-soluto)
Fe
2,73 x 101
2,07 x 1012
9,61 x 1011
54
Mn
8,55 x 10-1
9,86 x 101
3,49 x 1011
56
Mn
2,94 x 10-4
1,35 x 1012
1,19 x 1013
Isótopo
55
58
Co
1,94 x 10-1
1,06 x 1011
3,92 x 1011
60
Co
5,27 x 101
1,41 x 1011
2,39 x 1011
7,59 x 10-2
1,14 x 1011
4,54 x 108
Ni
4,11 x 10-3
4,52 x 1010
4,85 x 1010
Co
7,44 x 10-1
2,64 x 1012
4,96 x 1011
51
Cr
57
57
Para um reator de fusão, o cobalto ativado desempenha um papel importante na
determinação do nível da dose ocupacional durante a manutenção. A redução do teor de
Co ajuda a reduzir a ativação dos componentes. O Nb também produz radioisótopos de
longa duração, fato que o torna importante para o descomissionamento e eliminação de
resíduos nos componentes do VV.
Nas instalações do ITER existe a presença de materiais radioativos e também de outros
materiais perigosos. Todos estes materiais foram quantificados como parte da avaliação
de segurança. Segundo as bases técnicas do ITER [6], o total do inventário de trítio no
local será inferior a 3 kg. O projeto ITER possui uma orientação inicial para o
funcionamento com no máximo 450 gramas de trítio disponível no interior da câmara e
nos subsistemas do ciclo do combustível.
45
3.6 - LIMITES DE EXPOSIÇÃO
As experiências nos dias atuais, influenciadas pelos sucessivos aumentos do produto
triplo (n. τE.T - densidade de íons, tempo de confinamento, temperatura), produzem um
número tão elevado de nêutrons que exigem precauções de segurança. Primeiramente,
os nêutrons instantâneos, juntamente com os fótons secundários, devem ser blindados
por muros de concreto de forma que as doses atinjam valores aceitáveis. Em segundo
lugar, a ativação dos materiais da estrutura deve ser considerada para regular e restringir
o acesso ao local durante algum tempo depois de qualquer procedimento experimental.
Também o escape e dispersão de radioatividade para o ambiente não deve ser
negligenciado. Para o ITER, estas questões estão no foco do projeto.
Os limites de exposição ocupacional obedecem as recomendações da ICRP
(International Commission Radiological Protection). A ICRP recomenda um limite de
dose efetiva de 20 mSv por ano, média avaliada em 5 anos (100 mSv em 5 anos) com
uma disposição adicional de que a dose efetiva não deve exceder a 50 mSv em um único
ano. Para membros do público o limite de dose efetiva recomendado é de 1 mSv em um
ano. Em circunstâncias especiais, poderia ser permitido um valor maior de dose fetiva
em um único ano, desde que a média em 5 anos não exceda 1 mSv por ano. Estes
limites não são diretamente utilizados na concepção do projeto, mas servem como base
para o cálculo de orientações para controle de exposição.
Para áreas internas, a taxa de dose devido à contaminação do ar é definida como DAC
(Derived Air Concentration). A exposição desprotegida a 1,0 DAC contabiliza 10
µSv.h-1. Para as áreas externas, a unidade da taxa de dose é definida como µSv.h-1. As
áreas na planta do ITER são classificadas quanto ao risco radiológico que oferecem
segundo as bases técnicas do projeto conforme descrito abaixo:
•
Zona A (Zona Branca) - Área Não Supervisionada
Acesso ilimitado.
Nenhuma contaminação do ar.
Taxa de dose inferior a 0,5 µSv.h-1.
•
Zona B (Zona Verde) - Área Supervisionada
Acesso ilimitado para trabalhadores (RW) e limitado para não trabalhadores
(NRW).
46
A contaminação do ar não deve exceder 1,0 DAC.
Taxa de dose inferior a 10 µSv.h-1.
•
Zona C (Zona Âmbar) - Área Controlada
Acesso limitado para RW. O acesso requer planejamento e aprovação.
A contaminação do ar não deve exceder 100 DAC.
Taxa de dose inferior a 1,0 mSv.h-1.
•
Zona D (Zona Vermelha) - Área Restrita
Acesso restrito. A entrada ocorre apenas com um alto nível de aprovação.
A contaminação do ar pode exceder 100 DAC.
Taxa de dose superior a 1,0 mSv.h-1.
47
4 - O MODELAMENTO DO SISTEMA
Para executar a modelagem e a simulação do funcionamento do reator, primeiramente,
foi feita uma investigação das ferramentas computacionais necessárias para conquistar
os resultados desejados neste estudo. O recurso indispensável para a escolha do código
computacional seria o acompanhamento dos nêutrons provenientes das reações
nucleares no plasma. Estes nêutrons irão interagir com os materiais mais externos do
reator, essas interações serão na sua maioria de espalhamento com conseqüente perda de
energia. Outras reações nucleares também irão ocorrer gerando uma grande quantidade
de partículas secundárias que irão prosseguir numa cascata de interações. Este problema
complexo de transporte tem sido estudado com diferentes técnicas de abordagens.
Para simular o transporte das partículas pelo reator, optamos por utilizar o código
MCNP5 [7] desenvolvido em Los Alamos. O MCNP proporciona as ferramentas
necessárias para a construção da geometria, para o detalhamento da composição dos
materiais e para a determinação do fluxo de partículas. O MCNP também possui a
certificação internacional desejada para o transporte tanto dos nêutrons como dos fótons
secundários.
4.1 - O CÓDIGO DE TRANSPORTE MCNP
O código MCNP vem sendo amplamente utilizado para aplicações na neutrônica da
fusão. Com uma técnica probabilística, a versão utilizada deste código efetua o
transporte do nêutron, fóton e elétron, ou o transporte acoplado destas partículas,
simulando as histórias individuais desde o nascimento até morte da partícula pela
absorção ou fuga. O caminho aleatório da partícula é simulado com base nas leis
estocásticas com a probabilidade da interação inserida através das bibliotecas de seção
de choque nucleares.
O código MCNP pode simular configurações arbitrárias de geometrias e materiais e
acompanhar eventos através de distribuições estatísticas de probabilidades. Com a
simulação no MCNP, nenhuma aproximação ou cálculo numérico é necessário porque
não há nenhuma equação de transporte a ser resolvida. Neste código, a exatidão
depende somente da incerteza própria do cálculo estatístico e das várias incertezas
envolvidas nos dados das seções de choque nucleares da biblioteca de dados utilizada.
48
Portanto, para garantir a confiabilidade estatística um número suficientemente elevado
de histórias de nêutrons deve ser acompanhado requerendo um longo tempo de
processamento. O MCNP trabalha com respostas específicas que devem ser solicitadas
e ajustadas pelos usuários.
4.2 - BIBLIOTECA FENDL/MC-2.1 PARA MCNP
A FENDL/MC-2.1 (Fusion Evaluated Nuclear Data Library for Monte Carlo) [9] é a
biblioteca mais atual para utilização no código MCNP que contém os arquivos de dados
de seções de choque específicos para os estudos na área da fusão. Na biblioteca, dois
arquivos são fornecidos para cada material, um utiliza a extensão “ace" com dados das
seções de choque disponibilizados em arquivos com formato ASCII e, a segunda utiliza
a extensão "dir" com as informações exigidas pelo arquivo XSDIR do sistema MCNP.
O arquivo XSDIR é usado para reorganizar as bibliotecas de seções de choque
apagando ou inserindo o que for conveniente.
Os arquivos da FENDL/MC-2.1 foram obtidos nas bases de dados da Agência
Internacional de Energia Atômica (AIEA) [16]. Os arquivos de seções de choque
obtidos na AIEA são formatados, compactos e possuem acesso seqüencial, portanto a
leitura destes arquivos é lenta. Os arquivos não formatados possuem acesso direto
proporcionando uma leitura mais rápida. O código MCNP permite a conversão das
bibliotecas de seções de choque de um formato para outro conforme os interesses do
usuário. Para isso deve-se utilizar o código auxiliar MAKXSF inserido no pacote do
MCNP.
4.3 - GEOMETRIA
O ITER é uma máquina complexa de grandes dimensões que utiliza diversas
tecnologias de última geração e cujo projeto possui alto nível de detalhamento. Para a
definição da técnica de modelagem primeiramente foi feita uma cuidadosa investigação
sobre o funcionamento do ITER. Nesta investigação foram apontadas, sob a ótica de um
estudo neutrônico, as principais características dos sistemas mais relevantes. Diante
desta primeira análise e considerando os objetivos deste trabalho que se dedica à
determinação do fluxo de nêutrons e da distribuição da taxa de dose durante o
funcionamento, desconsiderando a ativação dos materiais do reator, ficou definida a
49
utilização de uma técnica de modelagem unidimensional. Esta opção por uma geometria
simplificada foi determinada pelo caráter inicial do projeto no ENU-UFMG. Todavia, a
opção por uma técnica unidimensional foi suficiente para a conquista dos resultados.
O modelo geométrico utilizado é construído basicamente por cilindros finitos
concêntricos. As superfícies cilíndricas com 24 metros de altura foram dispostas a partir
de um mesmo eixo axial. Cada uma das regiões entre duas superfícies cilíndricas
sucessivas foi preenchida com o material de forma a representar as diversas camadas de
cada um dos componentes ao longo do caminho radial do reator. A Figura 4.1 mostra o
esboço da geometria utilizada no modelamento.
Figura 4.1 - Esboço da geometria utilizada no modelamento.
Neste modelo geométrico, cada uma das camadas cilíndricas representa de maneira
simplificada as diferentes camadas dos componentes pelos quais os nêutrons e os fótons
serão transportados desde seu nascimento até a absorção ou escape. Portanto, este
modelo simplificado desconsidera o detalhamento de componentes mais complexos,
omite as fendas verticais e horizontais entre os módulos do cobertor e não considera
aqueles pequenos componentes que não envolvem toda a máquina. Esta técnica de
modelagem permite o acompanhamento preciso do transporte das partículas apenas ao
longo do caminho radial do reator e por isso é considerada uma técnica unidimensional
(1D). A geometria utilizada no modelamento é mostrada na Figura 4.2 obtida através do
código auxiliar MCPLOT, do sistema MCNP, utilizando os dados do arquivo de entrada
da simulação. Os pequenos números na figura denominam as diferentes superfícies que
foram utilizadas na construção geométrica. O arquivo de entrada está disponível no
apêndice II.
50
Figura 4.2 - Vista superior e lateral da geometria do ITER modelada no MCNP.
51
4.4 - COMPOSIÇÃO DOS MATERIAIS
O detalhamento da composição dos materiais de cada um dos componentes do reator é
bastante relevante devido ao alto fluxo de nêutrons rápidos característicos da fusão
controlada. A Tabela 4.1 mostra os diferentes sistemas do reator com seus principais
componentes sob a ótica deste estudo. A mesma tabela apresenta também as espessuras
e os materiais de cada componente representado no modelamento.
Tabela 4.1 - Dimensões e materiais utilizados para os componentes do ITER.
COMPONENTE
Solenóide
Central (CS)
Bobinas TF
Módulo de
inserção
Supercondutor e
isolantes
Suporte externo
Parede da caixa
Supercondutor e
isolantes
Parede da caixa
Proteção
Parede
Térmica do VV
Câmara de
Vácuo
Cobertor
Parede
Enchimento
Parede
Bloco protetor
Dissipador
Primeira parede
Câmara do Plasma
Cobertor
Câmara de
Vácuo
Primeira parede
Dissipador
Bloco Protetor
Parede
Enchimento
Parede
Proteção
Parede
Térmica do VV
Bobinas TF
Criostato
Bioshield
Parede da caixa
Supercondutor e
isolantes
Parede da caixa
Parede
Parede
DIMENSÃO (cm)
80 a 90
90 a 180
180 a 200
220 a 229,5
229,5 a 310,5
310,5 a 320
MATERIAL
27% Nb3Sn + 30% Incoloy 908 +
30% SS316 + 10% resinas +3%
Al2O3
45% Nb3Sn + 5% Al2O3 + 50%
Incoloy 908
SS316L(N)IG
SS316L(N)IG
45% Nb3Sn + 5% Al2O3+ 50%
Incoloy 908
SS316L(N)IG
320,6 a 322,8
SS316L(N)IG
322.8 a 328,8
328,8 a 350,5
350,5 a 356,5
357 a 399
399 a 401
401 a 402
402 a 853
853 a 854
854 a 856
856 a 898
898,5 a 904,5
904,5 a 967,5
967,5 a 973,5
SS316L(N)IG
84% SS316L + 16% H2O
SS316L(N)IG
60% SS304B7 + 40% H2O
Cobre
Berílio
Vácuo
Berílio
Cobre
60% SS304B7 + 40% H2O
SS316L(N)IG
84% SS316L + 16% H2O
SS316L(N)IG
973,5 a 975,5
SS316L(N)IG
976 a 985,5
1085,5 a 1165,5
1165,5 a 1176
1400 a 1410
1455 a 1655
52
SS316L(N)IG
45% Nb3Sn + 5% Al2O3 + 50%
Incoloy 908
SS316L(N)IG
SS304L
Concreto (2 tipos)
Conforme orientações dos documentos oficiais do ITER, foram utilizados 84% de aço e
16% de água na composição do enchimento do bloco protetor do cobertor. Também
conforme as mesmas orientações, para o enchimento do VV foram utilizados 60% de
SS304B7 e 40% de água.
Devido à complexidade do componente, a composição do material do módulo de
inserção do CS foi assumida como sendo 27% Nb3Sn + 30% Incoloy 908 + 30% SS316
+ 10% resinas +3% Al2O3. A composição do material do enchimento das bobinas do CS
e das bobinas do campo toroidal foi assumida como sendo 45% Nb3Sn + 50% Incoloy
908 + 5% Al2O3.
O transporte das partículas irá sofrer pequenas modificações como conseqüência destas
composições assumidas para o solenóide central e para as bobinas do campo toroidal.
Estas pequenas modificações no transporte das partículas tornam-se relevantes em
estudos onde o tempo acumulado de funcionamento do reator é considerado, tais como
os estudos de corrosão e ativação de materiais. Contudo, considerando o objetivo deste
estudo e os resultados obtidos, a composição assumida mostrou-se aceitável.
A descrição detalhada das composições simplificadas dos materiais das partes mais
relevantes do ITER mais relevantes sob o ponto de vista deste trabalho estão mostradas
no apêndice I. As composições simplificadas não irão alterar significativamente os
cálculos pertinentes a este estudo, pois apenas o transporte das partículas geradas direta
ou indiretamente pelo plasma foi considerado e foi omitido o transporte das emissões
tardias oriundas dos materiais ativados.
Com a finalidade de avaliar a eficiência da blindagem, o transporte das partículas foi
realizado para dois tipos de composição para o concreto do bioshield. O primeiro tipo
de concreto possui a composição característica do concreto Los Alamos com uma
modificação: 0,7% de silício foram substituídos por boro. Esta composição foi utilizada
por J. Junker e A. Weller [17] no Instituto Max-Planck de Física do Plasma numa
simulação de funcionamento do tokamak W7–X. Este primeiro tipo de concreto foi
denominado em nosso estudo por C-01.
A segunda composição de concreto denominada em nosso estudo por C-02 foi estudada
por V. Khripunovl et al [18] e é considerada uma alternativa específica para a
53
blindagem das plantas de fusão. As composições dos dois tipos de concreto utilizados
na simulação estão mostradas na Tabela 4.2.
Tabela 4.2 - Composição dos concretos utilizados no bioshield (% massa).
Elementos
Composição do C-01
(ρ = 2,2505 g.cm-3)
Composição do C-02
(ρ = 2,43 g.cm-3)
H
0,4532
0,96
B
0,07
2,90
O
51,2597
51
Na
1,1553
-
Mg
0,3866
0,42
Al
3,5548
0,79
Si
35,9664
15,2
K
1,4219
-
Ca
4,3546
22,5
Fe
1,3775
0,5
C
-
5,31
S
-
0,42
4.5 - FONTE
As características de emissão da fonte interferem fortemente na qualidade dos
resultados deste estudo. O MCNP permite ao usuário especificar uma ampla variedade
de características da fonte sem necessidade de fazer modificação no código. As
distribuições de probabilidade podem ser especificadas em função de diversas variáveis
como energia, tempo, posição e direção. Além disso, algumas variáveis da fonte podem
depender de outras, por exemplo, a energia como uma função do ângulo. As
informações geométricas da fonte também podem ser ajustadas.
Por critérios de simplicidade, a característica geométrica da fonte utilizada neste estudo
priorizou a manutenção da simetria de emissão. A fonte de nêutrons utilizada é
isotrópica e possui a geometria de um anel com seção transversal quadrada de 60 cm de
altura e 60 cm de largura, ocupando a parte central da câmara do plasma. Esta opção de
fonte não contempla as possíveis assimetrias de emissão do plasma tanto no sentido
54
poloidal como no toroidal. Portanto, esta simplificação irá negligenciar qualquer não
uniformidade do plasma. Considerando os objetivos deste estudo, essa simplificação é
aceitável.
Os parâmetros relativos ao espectro de emissão da fonte foram ajustados
automaticamente pelo MCNP através da opção pela fonte padronizada para fusão DT. É
comum no domínio da física de plasma de fusão [19] absorver a Constante de
Boltzmann (K) na temperatura de modo a que a combinação KT sempre aparece como
T (KT → T), onde T tem a unidade de energia. Segundo Freidberg [19], as condições
mais favoráveis de funcionamento para um reator de fusão DT acontecem para
temperaturas do plasma entre 10 keV e 20 keV. Diante do desconhecimento de outras
informações, a temperatura do plasma, neste estudo, foi assumida como 10 keV
(aproximadamente T = 108 K).
Para uma melhor eficiência computacional, o código MCNP permite que cada partícula
emitida pela fonte possa representar um número W de partículas. É evidente que esta
técnica de atribuir um peso W não é uma simulação exata do transporte físico. Todavia,
este procedimento permite normalizar os cálculos sem alterar os valores dos desvios
estatísticos. No resultado final, aparecerão computados todos os desdobramentos da
atribuição do peso W sobre o transporte de cada partícula. O peso W atribuído a uma
partícula é simplesmente um número associado a esta partícula física que representa a
sua contribuição relativa final. Portanto, a utilidade da atribuição do peso W é a
manipulação do número de partículas a fim de alcançar a mesma precisão nos resultados
sem aumentar o tempo computacional. Neste estudo, foi solicitada a emissão isotrópica
de 5,0 x 105 partículas com o peso estatístico de cada uma delas definido para 1,0 x 1015.
O conhecimento exato do espectro de emissão da fonte é imprescindível para uma
correta normalização dos resultados. Para isso, foi realizado um estudo preliminar onde
uma simulação foi executada utilizando apenas dois componentes: a fonte utilizada na
simulação principal e uma única superfície envolvendo esta fonte. Para cumprir o
propósito, foram atribuídas à fonte utilizada nesta simulação preliminar as mesmas
opções de ajuste da fonte utilizada na simulação principal. Portanto, no estudo
preliminar da fonte, a medida do fluxo dos nêutrons através da única superfície
envolvente possibilitou o conhecimento preciso do seu espectro de emissão. Este estudo
preliminar foi fundamental para garantir a precisão dos resultados e a visualização do
55
espectro das emissões da fonte. Todos os resultados neste estudo foram normalizados
considerando os valores obtidos neste estudo preliminar da fonte.
4.6 - SOLICITAÇÕES DE SAÍDA E AJUSTE DE OPÇÕES.
Para alcançar os objetivos que inicialmente foram propostos, é necessário registrar o
fluxo das partículas que atravessam o reator. Para isso, foi solicitado o registro do fluxo
de nêutrons e de fótons através de cada uma das superfícies cilíndricas ao longo do
caminho radial do ITER. Para uma melhor compreensão do comportamento dos
nêutrons nos diferentes sistemas do reator, também foi solicitado o registro do fluxo de
nêutrons e de fótons para diferentes faixas de energia. Os intervalos de energia para os
quais foram solicitados os registros estão mostradas na Tabela 4.3.
Tabela 4.3 - Intervalos de energia para os registros dos fluxos de nêutrons e fótons.
Faixa de Energia para registro do fluxo de
nêutrons (MeV)
Faixa de Energia para registro do fluxo de
fótons (MeV)
até 1,0 x 10-6
até 0,01
-6
-3
0,01 até 0,1
-3
-3
0,1 até 1,0
1,0 x 10 até 1,0 x 10
1,0 x 10 até 5,0 x 10
-3
5,0 x 10 até 2,0
1,0 até 2,5
Acima de 2,0
2,5 até 5,0
Acima de 5,0
O código MCNP permite calcular o valor da taxa de dose associada tanto aos nêutrons
como aos fótons separadamente. Para este cálculo, é necessário o conhecimento do
fluxo da partícula na posição desejada e também a indicação dos fatores de conversão
de fluxo para taxa de dose biológica equivalente em humano. Neste estudo, foram
utilizados os valores de conversão publicados pela Comissão Internacional de Proteção
Radiológica (ICRP). Estes fatores de conversão de fluxo de nêutrons e fótons para taxa
de dose estão mostrados na Tabela 4.4.
A modalidade de transporte das partículas foi ajustada para interações de fótons e de
nêutrons. O transporte dos elétrons foi ignorado para não aumentar o tempo de
processamento. Numa simulação com o código MCNP o caminho aleatório da partícula
é acompanhado através de distribuições estatísticas de probabilidades de eventos. Para
conquistar a precisão estatística recomendada nos manuais do código, ou seja, desvios
56
relativos inferiores a 10%, foi necessário acompanhar um número grande de histórias de
nêutrons (aproximadamente 105 nêutrons primários).
Tabela 4.4 - Fatores de conversão de fluxo para taxa de dose – ICRP-21
Fatores de conversão de fluxo de nêutrons
para taxa de dose
Fatores de conversão de fluxo de fótons
para taxa de dose
Energia do Nêutron
(MeV)
(mrem.h-1)/(n.cm-2.s-1)
DF (E)
Energia do Fóton
(MeV)
(mrem.h-1)/(n.cm-2.s-1)
2,50 x 10-8
3,85 x 10-6
0,01
2,78 x 10-6
1,00 x 10-7
4,17 x 10-6
0,015
1,11 x 10-6
1,00 x10-6
4,55 x 10-6
0,02
5,88 x 10-7
1,00 x 10-5
4,35 x 10-6
0,03
2,56 x 10-7
1,00 x 10-4
4,17 x 10-6
0,04
1,56 x 10-7
1,00 x 10-3
3,70 x 10-6
0,05
1,20 x 10-7
1,00 x 10-2
3,57 x 10-6
0,06
1,11 x 10-7
1,00 x 10-1
2,08 x 10-5
0,08
1,20 x 10-7
5,00 x 10-1
7,14 x 10-5
0,1
1,47 x 10-7
1
1,18 x 10-4
0,15
2,38 x 10-7
2
1,43 x 10-4
0,2
3,45 x 10-7
5
1,47 x 10-4
0,3
5,56 x 10-7
10
1,47 x 10-4
0,4
7,69 x 10-7
20
1,54 x 10-4
0,5
9,09 x 10-7
0,6
1,14 x 10-6
0,8
1,47 x 10-6
1
1,79 x 10-6
1,5
2,44 x 10-6
2
3,03 x 10-6
3
4,00 x 10-6
4
4,76 x 10-6
5
5,56 x 10-6
6
6,25 x 10-6
8
7,69 x 10-6
10
9,09 x 10-6
DF (E)
O código MCNP também permite o aumento do número de partículas transportadas
quando estas passam de um determinado material para outro. Com esta ferramenta é
possível aumentar o número das partículas remanescentes que conseguiram ultrapassar
um determinado volume de material de alto coeficiente de atenuação. Como este estudo
analisa o transporte de partículas num reator de grandes dimensões (aproximadamente
57
17 m de raio) com componentes projetados para atenuar fortemente o fluxo de
partículas, a utilização desta técnica é importante porque possibilita uma significativa
redução no tempo de processamento.
A técnica consiste em atribuir um número para cada um dos componentes do reator, este
número é denominado “importância”. Quando uma partícula passa de um volume V1
com importância I1 para outro volume V2 com importância I2, ela automaticamente é
multiplicada pela razão I2/I1. Por exemplo, caso a razão I2/I1 seja igual a 3, cada
partícula proveniente de V1 que entrar em V2 automaticamente passará a ser
contabilizada como 3 partículas com as mesmas características.
Esta técnica é
imprescindível para manter a precisão estatística e contornar a excelente eficiência de
atenuação dos materiais utilizados nas blindagens. O código MCNP permite para um
volume a atribuição de valores diferentes para a importância para nêutrons e para a
importância para fótons. Consta nos manuais do MCNP a recomendação para que a
razão de importâncias I2/I1 não seja superior a 4.
58
5 - RESULTADOS E ANÁLISE
5.1 - FONTE
Para verificar as características do espectro de emissão da fonte padronizada do MCNP
para a fusão DT, o espectro de emissão da fonte utilizada foi determinado em uma
simulação preliminar onde foi utilizada somente a fonte e uma única superfície que
envolveu completamente toda a região da câmara do plasma. Os principais valores dos
ajustes da fonte e também os resultados obtidos nesta breve simulação estão mostrados
na Tabela 5.1. As emissões da fonte foram medidas e seu espectro normalizado está
mostrado no gráfico da Figura 5.1.
Tabela 5.1 - Parâmetros de emissão e normalização da fonte.
Número de histórias [nps]
1,0 x 105
Peso das partículas [wgt]
2,0 x 1015
Energia média dos nêutrons (MeV)
14,062
2
Área da superfície envolvente (cm )
4,974 x 106
Fluxo na superfície envolvente (n.cm-2)
5,420 x 108
Fator de normalização
6,595 x 104
Total de nêutrons para potência de 500 MW*
1,778 x 1020
* 400 MW de radiação devido a nêutrons e 100 MW de energia térmica
0,14
0,12
% Nêutrons
0,10
0,08
0,06
0,04
0,02
0,00
12,0
13,0
14,0
15,0
16,0
Energia (MeV)
Figura 5.1 - Espectro normalizado da fonte.
Ficou determinado que o espectro da fonte possui um perfil gaussiano com alargamento
pequeno e energia média de 14,076 MeV. A opção por esta fonte simplificada e
59
padronizada caracteriza uma vantagem deste estudo devido a sua facilidade de
reprodução possibilitando com isso a comparação e avaliação de resultados obtidos em
estudos similares.
5.2 - FLUXO
O fluxo de nêutrons foi determinado para diferentes faixas de energia em todas as
superfícies ao longo do caminho radial da máquina desde a câmara do plasma até a
superfície externa da blindagem biológica. O levantamento do fluxo de nêutrons foi
feito para as duas composições de concreto utilizadas neste estudo. Os valores medidos
na superfície de entrada dos componentes foram plotados nos gráficos das Figuras 5.2 e
5.3 e estão apresentados na Tabela 5.2.
A determinação do fluxo em diferentes faixas de energia tem como objetivo principal o
levantamento prévio de dados para estudos posteriores que serão desenvolvidos
utilizando sistemas fusão-fissão. Pretende-se, inicialmente, inserir material proveniente
de reatores de fissão nas imediações do módulo protetor do cobertor do reator de fusão.
O alto fluxo de nêutrons sugere bons resultados para a transmutação destes materiais.
Estudos neste caminho já vêm sendo desenvolvidos em alguns centros de pesquisa. Para
esse novo estudo, buscaremos melhorar o modelamento utilizado principalmente a
composição do material do solenóide central.
O fator de multiplicação da energia do nêutron obtido neste estudo foi 1,38. O valor
determinado foi 6,1% menor que o valor apresentado na Tabela 2.4 para o modelo 1D
(1,47). O resultado obtido é inferior principalmente devido às diferenças geométricas
(cilindros finitos versus cilindros infinitos). A opção de utilizar os cilindros finitos
aumenta consideravelmente a fuga de nêutrons nas partes superior e inferior do reator
justificando assim a diminuição encontrada para o fator de multiplicação da energia dos
nêutrons. Desta forma, ficou considerado que a diferença encontrada é coerente e que o
valor determinado para o fator de multiplicação da energia do nêutron está alinhado
com o esperado.
60
Figura 5.2 - Fluxo de nêutrons ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto tipo C-01.
Figura 5.3 - Fluxo de nêutrons ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto tipo C-02.
61
Tabela 5.2 - Fluxo de nêutrons nos componentes.
Componente
Primeira Parede
(Be)
Dissipador (Cu)
Bloco Protetor
do BLK
Câmara de
Vácuo
Proteção
Térmica
Bobinas TF
Criostato
Blindagem
Biológica
Sala Externa
Faixa de Energia
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
Até 1,0 eV
De 1,0 eV a 100 keV
De 100 keV a 2,0 MeV
Acima de 2,0 MeV
Total
62
Fluxo de Nêutrons
(n.cm-2.s-1)
Fluxo de Nêutrons
(n.cm-2.s-1)
Concreto C-01
Concreto C-02
2,55 x 1011
3,16 x 1013
2,98 x 1013
1,71 x 1013
7,88 x 1013
2,37 x 1011
3,52 x 1013
3,50 x 1013
1,60 x 1013
8,64 x 1013
1,52 x 1011
3,48 x 1013
3,83 x 1013
1,10 x 1013
8,42 x 1013
2,17 x 1010
8,42 x 1012
4,54 x 1012
3,60 x 1010
1,30 x 1013
1,15 x 108
8,92 x 1010
1,12 x 1010
6,10 x 106
1,00 x 1011
1,30 x 108
7,51 x 1010
9,44 x 109
5,09 x 106
8,47 x 1010
9,27 x 105
1,77 x 108
1,21 x 107
2,48 x 103
1,90 x 108
5,85 x 105
7,08 x 107
4,65 x 106
2,18 x 102
7,60 x 107
3,22
2,85 x 101
1,49 x 10-3
2,28 x 10-4
3,17 x 101
2,57 x 1011
3,17 x 1013
2,99 x 1013
1,71 x 1013
7,90 x 1013
2,39 x 1011
3,53 x 1013
3,50 x 1013
1,60 x 1013
8,65 x 1013
1,54 x 1011
3,49 x 1013
3,83 x 1013
1,10 x 1013
8,44 x 1013
2,16 x 1010
8,41 x 1012
4,55 x 1012
3,71 x 1010
1,30 x 1013
1,17 x 108
8,96 x 1010
1,13 x 1010
6,72 x 106
1,01 x 1011
1,27 x 108
7,55 x 1010
9,51 x 109
4,66 x 106
8,52 x 1010
8,78 x 105
1,74 x 108
1,23 x 107
1,70 x 102
1,87 x 108
7,55 x 104
5,13 x 107
4,46 x 106
7,03 x 101
5,58 x 107
0
2,31 x 10-2
4,83 x 10-4
2,22 x 10-4
2,38 x 10-2
5.3 - TAXA DE DOSE
Um dos objetivos da simulação foi avaliar a taxa de dose tanto devido aos nêutrons
como devido aos fótons ao longo do caminho radial do ITER. Como dito, a simulação
desenvolvida no MCNP5 utilizou os dados da FENDL/MC-2.1 e os fatores de
conversão de fluxo para taxa de dose da ICRP-21.
Todos os valores foram calculados considerando a proposta de utilização de dois
diferentes tipos de composição para o concreto do bioshield. A composição denominada
em nosso estudo por C-01 é conhecida como concreto Los Alamos onde 0,7% de silício
foram substituídos por boro. A segunda composição denominada em nosso estudo por
C-02 foi estudada por V. Khripunovl et al [18] e é considerada uma alternativa
específica para plantas de fusão.
Os resultados obtidos para as taxas de dose devido a nêutrons e fótons estão mostrados
nos gráficos das Figuras 5.4 e 5.5 para blindagem com o concreto C-01 e C-02,
respectivamente.
Figura 5.4 - Taxa de dose para nêutrons e fótons ao longo do caminho radial para
blindagem com concreto tipo C-01.
63
Figura 5.5 - Taxa de dose para nêutrons e fótons ao longo do caminho radial para
blindagem com concreto tipo C-02.
Devido a maior concentração de boro no concreto C-02 (2,9% versus 0,7%), a taxa de
dose devido aos nêutrons sofreu uma redução acentuada de aproximadamente 3 ordens
de grandeza. A maior densidade do concreto C-02 (2,43 g.cm-3 versus 2,25 g/cm-3 )
proporcionou uma redução de 1 ordem de grandeza na taxa de dose devido aos fótons.
Os resultados para a taxa de dose total utilizando blindagens com os concretos C-01 e
C-02 são apresentados no gráfico da Figura 5.6 e confirmam o esperado. Os valores são
praticamente idênticos até o ponto de entrada da blindagem biológica (~ 1450 cm). A
partir deste ponto, as partículas passam a ser transportadas dentro do concreto e as
diferenças de composição interferem significativamente no valor das taxas de dose.
Percebe-se com clareza a melhor eficiência da blindagem com o concreto C-02. A
redução na taxa de dose total quando utilizamos o concreto C-02 é de aproximadamente
uma ordem de grandeza quando comparada à blindagem com o concreto C-01.
64
Figura 5.6 - Taxa de dose total ao longo do caminho radial para blindagem com
concreto C-01 e C-02.
Verificou-se na comparação do resultado global que a diminuição mais acentuada na
taxa de dose devido aos nêutrons acabou sendo ofuscada pela menor diminuição da taxa
de dose devido aos fótons. Constatou-se que no cômputo geral prevaleceu apenas a
diminuição na taxa de dose devido aos fótons. Com isso, ficou determinada a existência
de uma forte diferença na capacidade de atenuação de nêutrons e fótons do concreto C02 conforme mostra a inclinação das curvas no gráfico da Figura 5.5. A comparação dos
resultados apresentados nos gráficos das Figuras 5.5 e 5.6 apontam uma oportunidade
para melhorar a eficiência da blindagem do concreto C-02. O resultado sugere a
necessidade de estudos complementares para a determinação de uma melhor
composição para o concreto da blindagem. Esta primeira análise sugere que o caminho
para se obter um possível aumento na capacidade de atenuação do concreto C-02 é
promover modificações para melhorias na sua capacidade de atenuação dos fótons.
Provavelmente, a eficiência da blindagem do concreto C-02 será aumentada através de
alterações na composição química que promovam o aumento da densidade, mesmo que
para isso seja necessário fazer uma pequena redução na concentração de boro.
65
Como foi citado, os valores para as taxas de dose devido ao funcionamento do ITER
foram avaliados e os resultados mostrados na Figura 2.23 nos servem como referência.
Comparando aqueles resultados com os que foram obtidos neste estudo destacamos a
diferença de uma ordem de grandeza para a taxa de dose sobre a primeira parede (FW).
Atribuímos essa importante discrepância a dois fatores: as opções geométricas
(cilindros finitos versus cilindros infinitos) e também à composição dos materiais do CS
utilizados neste estudo. A composição assumida para os materiais do CS pode ter
proporcionado uma atenuação excessiva dos nêutrons emitidos na direção da parte
interna do reator. Essa diferença apresentada na FW não interfere nos resultados
apresentados na parte mais externa da máquina, pois neste caso a contribuição dos
nêutrons provenientes do lado oposto do reator é significativamente menor e não
contribui para a modificação expressiva dos resultados. Os demais valores obtidos e
apresentados no gráfico da figura 5.6 se mostraram alinhados aos valores de referência.
Embora os resultados para as taxas de dose no lado externo do bioshield sejam
suficientemente baixas para o acesso pessoal (~ 1,0 µSv.h-1), na prática o acesso é
impossível devido às muitas penetrações no criostato e no bioshield e também devido à
presença do forte campo magnético. Outros fatores não avaliados neste estudo também
influenciam no aumento da taxa de dose, principalmente as radiações provenientes dos
materiais ativados e do trítio disperso no ar.
66
6 - CONCLUSÃO
O ITER possui sistemas complexos, de grandes dimensões, e o seu funcionamento
exige um alto nível de desenvolvimento e sintonia entre as diversas tecnologias
envolvidas. Verificou-se que existe no atual momento uma grande necessidade de
pesquisas em diversas áreas para se obter o melhor funcionamento integrado destes
sofisticados sistemas. Durante o período de realização deste estudo foi observada uma
insuficiência de dados experimentais e de parâmetros de regularidade de natureza
ocupacional na operação de tokamaks. Portanto adverte-se para a necessidade de
pesquisas detalhadas visando o levantamento dos dados necessários para uma melhor
estimativa das doses ocupacionais inerentes à operação do ITER.
A ordem de grandeza do valor determinado para a taxa de dose no lado externo da
blindagem biológica durante o funcionamento nominal do ITER (1 µSv.h-1) não pode
ser considerado baixo. Isto porque neste valor não foi considerado as contribuições
decorrentes da existência das fendas entre os módulos do cobertor e também dos
diversos orifícios no criostato e bioshield. Também outros fatores não considerados
neste estudo irão contribuir para o aumento no valor da taxa de dose, dentre eles
destacam-se as contribuições oriundas dos materiais ativados e do trítio disperso no ar.
Ficou determinado que a taxa de dose inerente ao funcionamento do ITER é dominada
pela contribuição dos fótons secundários.
Verifica-se que nas futuras plantas de fusão será imprescindível o monitoramento
cuidadoso do acesso de trabalhadores para garantir a segurança radiológica durante todo
o período de operação. Verificou-se a necessidade de estudos complementares visando
apontar uma composição de concreto mais apropriado às blindagens das plantas de
fusão.
Os resultados obtidos para as taxas de dose ao longo do caminho radial do reator estão
em conformidade com os valores publicados nos documentos oficiais do ITER. Desta
forma, considera-se que o perfil do fluxo de nêutrons que foi determinado neste estudo
possui um satisfatório nível de precisão. Verifica-se que a qualidade dos resultados
obtidos atribui confiabilidade à técnica de modelagem empregada e habilitam a
67
continuação dos estudos sobre a transmutação do combustível irradiado utilizando os
nêutros provenientes da fusão.
Conforme as expectativas iniciais, a realização deste estudo possibilitou a obtenção dos
conhecimentos preliminares indispensáveis para a compreensão dos fundamentos da
neutrônica da fusão controlada.
68
REFERÊNCIAS
1 - Garry M. McCracken and Peter Stott, Fusion : The energy of the
universe, Elsevier Academic Press, 2005.
2 - Centro de Fusão Nuclear, www.cfn.ist.utl.pt.
3 - Joint European Torus, www.jet.efda.org.
4 - Tokamak Fusion Test Reactor, www.pppl.gov/projects/pages/tftr.html.
5 - Tokamak JT-60, www.jt60.naka.jaea.go.jp.
6 - International Thermonuclear Reactor, www.iter.org.
7 - J. F. Briesmeister , MCNP – A General Monte Carlo N-Particule
Transport Code, Version 4C, Los Alamos National Laboratory, Report
LA-13709-M (2000).
8 - Yixue Chen et al, Monte Carlo based operational and shutdown dose rate
calculations of HT-7U tokamak, Fusion Engineering and Design 70
(2004) 155–162
9 - D. López Aldama & A. Trkov, FENDL-2.1 Update of an evaluated
nuclear data library for fusion applications, Summary documentation,
December 2004
10 - R.A. Forrest and M. R. Gilbert, FISPACT-2005, EURATOM/UKAEA
Fusion, 2005
11 - Y. Chen, U. Fischer, “Rigorous MCNP based shutdown dose rate
calculations: computational scheme, verification calculations and
application to ITER”, Fusion Engineering and Design 63-64, pp. 107-114
(2002).
12 - S. Sandri & Luigi Di Pace, “Collective dose at ITER feat”, Fusion
Engineering and Design 63-64, pp. 199-203 (2002).
13 - Di Pace et al, Development of the PACTITER code and its application to
safety analyses of ITER Primary Cooling Water System, Fusion
Engineering and Design, pp. 237-247, no3, vol. 82, 2007.
69
14 - A.B. Pashchenko, Activation Cross Sections for the Generation of LongLived Radionuclides of Importance in Fusion Reactor Technology,
Summary Report of the Third IAEA Research Coordination Meeting,
1995
15 - Y. Uno et al, Absolute measurement of D–T neutron flux with a monitor
using activation of flowing water, Fusion Engineering and Design 56–57
(2001) 895–898
16 - Fusion Evaluated Nuclear Data Library, AIEA, wwwnds.iaea.org/fendl21.
17 - J. Junker & A. Weller, Neutrons at W 7-X, Max-Planck Institut für
Plasmaphysik, October 1998
18 - V. Khripunovl et al, Profit from Borating Concrete in the ITER
Biological Shield, Fusion Engineering, 991-994,vol 2, 1997.
19 - Jeffrey P. Freidberg, PLASMA PHYSICS AND FUSION ENERGY,
Cambridge University Press, 2007.
70
APÊNDICE I - Composição dos Materiais
SS 316L(N)-IG
Tabela I.1: Composição do SS 316L(N)-IG
Elementos
Composição(% massa)
Fe
C
Mn
Ni
Cr
Mo
N
P
S
Si
Nb
Ta
Ti
Cu
Co
B
65,048
0,0225
1,8
12,25
17,50
2,5
0,07
0,025
0,0075
0,5
0,1
0,01
0,15
0,1
0,05
0,002
SS 30467 (304B7)
Tabela I.2: Composição do SS 304B7
Elementos
Composição (% massa)
Fe
C
Mn
P
S
Si
Cr
Ni
N
B
Co
62,445
0,08
2,0
0,045
0,03
0,75
19
13,5
0,1
2,0
0,05
CuCrZr-IG
Tabela I.4: Composição do CuCrZr-IG
Elementos
Composição (% massa)
Cu
Cr
Zr
O
99,5
0,75
0,11
0,03
71
SS 304 L
Tabela I.3: Composição do SS 304 L
Elementos
Composição (% massa)
Fe
C
Mn
Si
S
Cr
Ni
70,75
0,02
1,1
0,4
0,03
18,5
9,2
Incoloy 908
Tabela I.5: Composição do Incoloy 908
Elementos
Composição (% massa)
Fe
Ni
Cr
Nb
Ti
N
Al
Mn
C
Co
40,7
49
3,98
2,92
1,74
0,002
0,93
0,041
0,01
0,10
DShG-200
Tabela I.6: Composição do DShG-200
Elementos
Composição (% massa)
Be
Al
O
Mg
C
Fe
Si
99,04
0,06
0,6
0,06
0,1
0,08
0,06
72
APÊNDICE II – Arquivo de Entrada para o MCNP5
C Cell Cards
C
500 0
-11 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ void
510 16 -4.8
11 -12 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ insert and tie plates
520 13 -3.5
12 -13 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ inner CS module
530 13 -3.5
13 -14 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ outer CS module
540 1 -7.93
14 -15 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ suport
C -----------------------------------------------------------------------------550 0
15 -16 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ void
560 1 -7.93
16 -17 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ TF Coil case
570 13 -3.5
17 -18 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ insulator & conductor
580 1 -7.93
18 -19 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ TF coil case
590 0
19 -20 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ void
C -----------------------------------------------------------------------------600 1 -7.93
20 -21 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ TS - SS316L
610 1 -7.93
21 -22 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ VV inner wall - SS316L
620 12 -5.20
22 -23 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ VV 60% SS304B7 + 40% H2O
630 1 -7.93
23 -24 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ VV outer wall - SS316L
640 0
24 -25 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ void
C -----------------------------------------------------------------------------650 11 -6.82
25 -26 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ BLK 84% SS316L + 16% H2O
660 8 -8.93
26 -27 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ Sink - Cu
670 5 -1.848
27 -28 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ FW - Be
C -----------------------------------------------------------------------------680 15 -1e-10
28 -40 -85 86
imp:n=1
imp:p=1
$ Plasma
C -----------------------------------------------------------------------------690 5 -1.848
40 -41 -85 86
imp:n=2
imp:p=2
$ FW - Be
700 8 -8.93
41 -42 -85 86
imp:n=4
imp:p=4
$ Sink - Cu
710 11 -6.82
42 -43 -85 86
imp:n=16
imp:p=16
$ BLK 84% SS316L + 16% H2O
C -----------------------------------------------------------------------------720 0
43 -44 -85 86
imp:n=16
imp:p=16
$ void
730 1 -7.93
44 -45 -85 86
imp:n=64
imp:p=64
$ VV inner wall - SS316L
740 12 -5.20
45 -46 -85 86
imp:n=256
imp:p=256
$ VV 60% SS304B7 + 40% H2O
750 1 -7.93
46 -47 -85 86
imp:n=1000
imp:p=1000
$ VV outer wall - SS316L
760 1 -7.93
47 -48 -85 86
imp:n=4000
imp:p=4000
$ TS - SS316L
C -----------------------------------------------------------------------------770 0
48 -49 -85 86
imp:n=4000
imp:p=4000
$ void
780 1 -7.93
49 -50 -85 86
imp:n=10000
imp:p=10000
$ TF coil case
790 13 -3.5
50 -51 -85 86
imp:n=40000
imp:p=40000
$ insulator & conductor
800 1 -7.93
51 -52 -85 86
imp:n=100000
imp:p=100000
$ TF Coil case
C ----------------------------------------------------------------------------810 0
52 -53 -85 86
imp:n=100000
imp:p=100000
$ void
820 4 -8.0
53 -54 -85 86
imp:n=400000
imp:p=400000
$ Cryostat
821 4 -8.0
54 -55 -85 86
imp:n=1600000
imp:p=1600000
822 4 -8.0
55 -56 -85 86
imp:n=6400000
imp:p=6400000
823 4 -8.0
56 -57 -85 86
imp:n=25600000
imp:p=25600000
C ----------------------------------------------------------------------------830 0
57 -58 -85 86
imp:n=25600000
imp:p=25600000
$ void
840 10 -2.43
58 -59 -85 86
imp:n=100000000
imp:p=100000000 $ Bioshield
841 10 -2.43
59 -60 -85 86
imp:n=400000000
imp:p=400000000
842 10 -2.43
60 -61 -85 86
imp:n=1600000000
imp:p=1600000000
843 10 -2.43
61 -62 -85 86
imp:n=6400000000
imp:p=6400000000
844 10 -2.43
62 -63 -85 86
imp:n=25600000000
imp:p=25600000000
845 10 -2.43
63 -64 -85 86
imp:n=100000000000
imp:p=100000000000
846 10 -2.43
64 -65 -85 86
imp:n=400000000000
imp:p=400000000000
847 10 -2.43
65 -66 -85 86
imp:n=1600000000000
imp:p=1600000000000
C ---------------------------------------------------------------------------900 0
-99
#847 #846 #845 #844 #843 #842 #841 #840 #830 #820 #810 #800 #790 #780 #770 #760 #750 #740 #730 #720 #710 #700 #690
#680 #670 #660 #650 #640 #630 #620 #610 #600 #590 #580 #570 #560 #550 #540 #530 #520 #510 #500 #821 #822 #823
imp:n=1600000000000
imp:p=1600000000000 $ near space
901 0
99
imp:n=0
imp:p=0
$ Space
C ---------------------------------------------------------------------------C ----------------------------------------------------------------------------
73
C Surface cards
C ---------------------------------------------------------------------------C CS coils
C
11 cz 80
$ insert
12 cz 90
$ inner winding
13 cz 135
$ outer winding
14 cz 180
$ insulation and suport
15 cz 200
C
C ---------------------------------------------------------------------------C TF coil
C
16 cz 220
$ inner wall case
17 cz 229.5
$ inner Winding
18 cz 310.5
$ outer winding
19 cz 320
$ outer wall case
C
C ---------------------------------------------------------------------------C VV Thermal Shield
C
20 cz 320.6
$ inner TS
C
C ---------------------------------------------------------------------------C Vaccuum Vessel (Inboard)
C
21 cz 322.8
$ VV inner wall (coil case) ss
22 cz 328.8
$ VV inner wall (coil case)(homogeneous mixtures)
23 cz 350.5
$ VV inner wall (coil case) ss
24 Cz 356.5
$ VV inner wall (coil case)
C
C ---------------------------------------------------------------------------C Blanket (Inboard)
C
25 cz 357
$ inner wall blanket
26 cz 399
$ inner wall heat sink (homogeneous mixtures)
27 cz 401
$ inner wall heat sink(cu)
28 cz 402
$ inner wall FW (Be)
C
C ---------------------------------------------------------------------------C Plasma Chamber
C ---------------------------------------------------------------------------C Blanket (Outboard)
C
40 cz 853
$ outer wall FW (Be)
41 cz 854
$ outer wall heat sink (Cu)
42 cz 856
$ outer wall heat sink (homogeneous mixtures)
43 cz 898
$ outer wall blanket
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Vacuum Vessel (Outboard)
C
44 cz 898.5
$ VV outer wall (coil case) SS316L
45 cz 904.5
$ VV outer wall (coil case) 60% SS304B7 + 40% H2O
46 cz 967.5
$ VV outer wall (coil case)
47 cz 973.5
$ VV outer wall (coil case) SS316L
C
C ----------------------------------------------------------------------------C VV Thermal Shield
C
48 cz 975.3
$ outer TS
C
C ----------------------------------------------------------------------------C TF Coil
C
49 cz 976
$ inner TF coil case
50 cz 985.5
$ inner Winding
51 cz 1066.5
$ outer winding
52 cz 1076
$ outer TF coil case
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Cryostat
C
53 cz 1400
$ inner cryostat
54 cz 1402.5
55 cz 1405
74
56 cz 1407.5
57 cz 1410
$ outer cryostat
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Bioshield
C
58 cz 1455
$ inner bioshield
59 cz 1480
60 cz 1505
61 cz 1530
62 cz 1555
63 cz 1580
64 cz 1605
65 cz 1630
66 cz 1655
$ outer bioshield
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Plan Limiter
85 pz 1250
$ top plan
86 pz -1250
$ botton plan
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Universe
C
99 cz 1750
$ universe
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Torus (only for test source)
C
C tz 0 0 0 600 50 50
$ Torus Source
C
C ----------------------------------------------------------------------------C ----------------------------------------------------------------------------C Data Cards
C
C ----------------------------------------------------------------------------C SS316L(N)IG
C
m1
26054.21c 0.03795
26056.21c
26058.21c 0.00184
6012.21c
28058.21c 0.083394
28060.21c
28062.21c 0.004452
28064.21c
24052.21c 0.146630
24053.21c
42092.21c 0.00371
42094.21c
42096.21c 0.00417
42097.21c
42100.21c 0.00241
7014.21c
16000.21c 0.000075
14028.21c
14030.21c 0.00016
41093.21c
22046.21c 0.000124
22047.21c
22049.21c 0.000081
22050.21c
29065.21c 0.0003
27059.21c
5011.21c 0.00000801
C
C ----------------------------------------------------------------------------C SS304L
C
m4
26054.21c 0.04137
26056.21c
26058.21c 0.00201
6012.21c
14028.21c 0.00369
14029.21c
24050.21c 0.008038
24052.21c
24054.21c 0.004375
28058.21c
28061.21c 0.001049
28062.21c
C
C ----------------------------------------------------------------------------C Be S-65 C VHP
C
m5
4009.21c 0.9904
8016.21c
26054.21c 0.000047
26056.21c
26058.21c 0.000002
13027.21c
14029.21c 0.000028
14030.21c
C
C ----------------------------------------------------------------------------C CuCrZr-IG
C
m8
29063.21c 0.6886
29065.21c 0.31
0.59584
0.000225
0.032123
0.001135
0.016627
0.00231
0.00239
0.000697
0.00461
0.001
0.000112
0.000078
0.0005
26057.21c
25055.21c
28061.21c
24050.21c
24054.21c
42095.21c
42098.21c
7015.21c
14029.21c
73181.21c
22048.21c
29063.21c
5010.21c
0.01376
0.018
0.001396
0.007604
0.004138
0.00398
0.00603
0.000003
0.00023
0.0001
0.001106
0.0007
0.00000199
0.64943
0.0002
0.00019
0.155010
0.062631
0.003344
26057.21c
25055.21c
14030.21c
24053.21c
28060.21c
28064.21c
0.01499
0.011
0.00012
0.017577
0.024125
0.000851
0.006
0.000734
0.0006
0.000019
6012.21c
26057.21c
14028.21c
12000.21c
0.001
0.000017
0.000553
0.0006
75
40000.21c 0.0011
8016.21c 0.0003
C ---------------------------------------------------------------------------C LOS ALAMOS CONCRETE WITH 700PPM BORON RHO = 2.2505 g/cm3
C (7E-4 OF SI-NAT IS SUBSTITUTED BY 7E-4 BORON-10)
C
C m10
1001.21c
0.004532
5010.21c
0.000700
C
11023.21c
0.011553
12000.21c
0.003866
C
14028.21c
0.331717
14029.21c
0.016844
C
19000.21c
0.014219
20000.21c
0.043546
C
C CONCRETE (ITER OPTION) RHO = 2.43 g/cm3
C
m10
1001.21c 0.0096
8016.21c 0.51
5011.21c 0.0232
6012.21c 0.0531
13027.21c 0.0079
14028.21c 0.14019
14030.21c 0.00469
16000.21c 0.0042
26056.21c 0.005
C
C ---------------------------------------------------------------------------C 84% SS316L + 16% H2O (vol) = 0.976 e 0.024 (w)
C
m11
26054.21c 0.0370392
26056.21c 0.5815398
26058.21c 0.0017958
6012.21c 0.0002196
28058.21c 0.0813925
28060.21c 0.0313520
28062.21c 0.0043451
28064.21c 0.0011077
24052.21c 0.1431108
24053.21c 0.0162279
42092.21c 0.0036209
42094.21c 0.0022545
42096.21c 0.0040699
42097.21c 0.0023326
42100.21c 0.0023521
7014.21c 0.0006802
16000.21c 0.0000732
14028.21c 0.0044993
14030.21c 0.0001561
41093.21c 0.0009760
22046.21c 0.0001210
22047.21c 0.0001093
22049.21c 0.0000790
22050.21c 0.0000761
29065.21c 0.0002928
27059.21c 0.0004880
5011.21c 0.0000078
1001.21c 0.0026666
C
C -------------------------------------------------------------------------C 60% SS304B7 + 40% H2O (vol) = 0.923 e 0.077 (wt)
C
m12
26056.21c 0.0336741
26054.21c 0.5288328
26058.21c 0.0016614
6012.21c 0.0007384
15031.21c 0.0004153
16000.21c 0.0002769
24050.21c 0.0076193
24052.21c 0.1469400
24054.21c 0.0041488
28058.21c 0.0848267
28061.21c 0.0014198
28062.21c 0.0045273
7014.21c 0.0009230
5010.21c 0.0036920
27059.21c 0.0004615
1001.21c 0.0085547
C
C ---------------------------------------------------------------------------C 45% Nb3Sn + 5% Insulator (Al2O3) + 50% Incoloy 908 (wt)
C
C
m13
41093.21c 0.2945
50000.21c 0.17
8016.21c 0.024
26056.21c 0.217
28060.21c 0.079
24052.21c 0.005
C
C ---------------------------------------------------------------------------C DEUTERIUM AND TRÍTIUM 1e-10 particles/(barn*cm)
C
m15
1002.21c 0.4
1003.21c 0.6
C ---------------------------------------------------------------------------C 60% m13 + 30% m1 + 10% epoxy resins
C
m16
26054.21c 0.01188
26056.21c 0.32263
26058.21c 0.00057
6012.21c 0.00320
28058.21c 0.12853
28060.21c 0.05956
28062.21c 0.0013
28064.21c 0.00035
24052.21c 0.04907
24053.21c 0.00520
42092.21c 0.00116
42094.21c 0.00072
42096.21c 0.00130
42097.21c 0.00074
42100.21c 0.00075
7014.21c 0.00021
16000.21c 0.00002
14028.21c 0.00208
14030.21c 0.00005
41093.21c 0.19543
22046.21c 0.00003
22047.21c 0.00003
22049.21c 0.00002
22050.21c 0.00002
29065.21c 0.00009
27059.21c 0.00015
5011.21c 0.000002
50000.21c 0.11278
76
8016.21c
13027.21c
14030.21c
26056.21c
0.512597
0.035548
0.011103
0.013775
5010.21c
12000.21c
14029.21c
20000.21c
0.0058
0.0042
0.00712
0.225
26057.21c
25055.21c
28061.21c
24050.21c
24054.21c
42095.21c
42098.21c
7015.21c
14029.21c
73181.21c
22048.21c
29063.21c
5010.21c
8016.21c
0.0134297
0.0175680
0.0013624
0.0074215
0.0040386
0.0038844
0.0058852
0.0000029
0.0002244
0.0000976
0.0010794
0.0006832
0.0000019
0.0213334
26057.21c 0.012198
25055.21c 0.018460
14028.21c 0.006922
24053.21c 0.016661
28060.21c 0.032674
28064.21c 0.001156
5011.21c 0.014768
8016.21c 0.0684453
13027.21c 0.031
28058.21c 0.1715
22048.21c 0.008
26057.21c
25055.21c
28061.21c
24050.21c
24054.21c
42095.21c
42098.21c
7015.21c
14029.21c
73181.21c
22048.21c
29063.21c
5010.21c
13027.21c
0.00431
0.00563
0.00040
0.00238
0.00129
0.00124
0.00188
0.00000
0.00007
0.00003
0.00535
0.00021
0.0000006
0.020468
8016.21c 0.041771
1001.21c 0.00313
11023.21c 0.006265
12000.21c 0.00020
20000.21c 0.00731
C ---------------------------------------------------------------------------C Tally Cards
C
F2:N
40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66
F12:P
40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66
F22:N
40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66
F32:P
40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66
C ---------------------------------------------------------------------------DE2
2.50e-8 1.00e-7 1.00e-6 1.00e-5 1.00e-4
1.00e-3 1.00e-2
1.00e-1
5.00e-1 1.00
2.00
5.00
10.0
20.0
30.0
DF2
3.85e-6 4.17e-6
4.55e-6 4.35e-6 4.17e-6
3.70e-6 3.57e-6
2.08e-5 7.14e-5 1.18e-4
1.43e-4 1.47e-4
1.47e-4
1.54e-4 1.64e-4
C ---------------------------------------------------------------------------C ---------------------------------------------------------------------------DE12
0.01
0.015
0.02
0.03
0.04
0.05
0.06
0.08
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.80
1.0
1.5
2.0
3.0
4.0
5.0
6.0
8.0
10.0
DF12
2.78e-6 1.11e-6 5.88e-7 2.56e-7 1.56e-7 1.20e-7 1.11e-7 1.20e-7 1.47e-7 2.38e-7
3.45e-7 5.56e-7 7.69e-7
9.09e-7 1.14e-6
1.47e-6 1.79e-6
2.44e-6
3.03e-6 4.00e-6
4.76e-6 5.56e-6
6.25e-6
7.69e-6 9.09e-6
C ---------------------------------------------------------------------------FC2
FLUX TO DOSE RATE CONVERSION (mrem/hr)/(neutrons/cm2s) FROM ICRP-21.
THE TALLY MULTIPIER 1*E4 (100 rem/Sv)
CONVERTS rem/hr into microSv/hr.
FC12
FLUX TO DOSE RATE CONVERSION (mrem/hr)/(neutrons/cm2s) FROM ICRP-21.
THE TALLY MULTIPIER 1*E4 (100 rem/Sv)
CONVERTS rem/hr into microSv/hr.
C ---------------------------------------------------------------------------FM2
1e4
FM12
1e4
C ---------------------------------------------------------------------------E2
0.026e-6 0.5
2.5
30.0
E12
0.01
0.1
0.5
1.0
2.5
5.0
100.0
E22
0.026e-6 1.0e-6
1.0e-3
0.1
0.5
1.0
2.0
4.0
6.0
8.0
10.0
12.0
14.0
16.0
18.0
20.0
22.0
24.0
26.6
30.0
40.0
E32
0.01
0.1
0.5
1.0
2.5
5.0
100.0
C ---------------------------------------------------------------------------C Source Cards
C
mode n p
sdef
pos= 0 0 0
axs= 0 0 1
erg=d1
rad=d2
ext= d3
wgt=2e15
$ hollow cylindrical volume source
sp1
-4
-0.010
-1
$ d-t fusion neutrons for T=10 keV plasma
si2
600
660
$ inner and outer radii
si3
30
$ extends from z=-30 to z=+30
C
print
10
$ source coefficients and distribution
30
$ tally description
nps 1e5
77